RU2529638C1

RU2529638C1 - Fast-neutron nuclear reactor using two-phase metal system

Info

Publication number: RU2529638C1
Application number: RU2013115624/07A
Authority: RU
Inventors: Михаил Владимирович Генкин
Original assignee: Михаил Владимирович Генкин
Priority date: 2013-04-08
Filing date: 2013-04-08
Publication date: 2014-09-27
Also published as: WO2014168520A1

Abstract

FIELD: physics.

SUBSTANCE: core, reflector and blanket comprise a two-phase metal system: Pb-Pu-U, or Pb-U-Th, or Pb-Pu-U-Th This enables to achieve higher burn-up of fuel which is primarily in solid phase owing to elimination of radiation damages through periodic melting and subsequent formation of the core from the melt. The invention enables to exclude from the reactor core, which is subject to intense neutron irradiation, structural components, leaving only a primary circuit heat exchanger, which is static equipment, wherein mechanically loaded components of the heat exchanger are located outside the irradiation area. Being a removable component, the heat exchanger does not limit the service life of the nuclear reactor overall. The invention enables to create a self-controlled core wherein heat liberation of the fission chain reaction will balance heat removal in the primary circuit heat exchanger due to a natural physical mechanism. Faster over-speed protection on instantaneous neutrons is provided at the same time.

EFFECT: improved reactor characteristics.

11 cl, 1 dwg

Description

Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах. В основу технического решения положено использование двухфазной металлической системы на основе свинца в качестве топлива, отражателя и бланкета, а именно, совокупность активной зоны (A3), отражателя и бланкета представляет собой следующую двухфазную металлическую систему:The invention relates to a fast fast neutron reactor. The technical solution is based on the use of a two-phase metal system based on lead as a fuel, a reflector and a blanket, namely, the combination of the core (A3), a reflector and a blanket is the following two-phase metal system:

Pb-Pu-U, илиPb-Pu-U, or

Pb-U-Th, илиPb-U-Th, or

Pb-Pu-U-Th.Pb-Pu-U-Th.

Следует отметить, что в качестве делящихся нуклидов могут быть использованы U-233, U-235, Pu-239 и Pu-241; в качестве сырьевых - природные U-238 и Th-232. Таким образом, перечисленные альтернативы систем включают в себя все возможные варианты.It should be noted that U-233, U-235, Pu-239 and Pu-241 can be used as fissile nuclides; as raw materials - natural U-238 and Th-232. Thus, the listed system alternatives include all possible options.

Твердая фаза двухфазной металлической системы с высоким содержанием делящегося нуклида, кристаллизованная на поверхности теплообменника первого контура, образует активную зону. Жидкая фаза двухфазной металлической системы является отражателем, а также используется в качестве буфера-растворителя для делящихся и сырьевых нуклидов и продуктов деления.The solid phase of a two-phase metal system with a high content of fissile nuclide, crystallized on the surface of the primary heat exchanger, forms an active zone. The liquid phase of a two-phase metal system is a reflector, and is also used as a buffer-solvent for fissile and raw nuclides and fission products.

Из уровня техники широко известны ядерные реакторы на быстрых нейтронах, см. патенты РФ №№2461084, 2408095, 2142169, 2153708, 2088981, а также статью РЕАКТОРЫ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ И ИХ РОЛЬ В СТАНОВЛЕНИИ "БОЛЬШОЙ" АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ, журнал "Наука и Жизнь", №3, 2005, статья доступна по адресу http://www.nkj.ru/archive/articles/919).Nuclear fast-neutron reactors are widely known in the art, see RF patents Nos. 2461084, 2408095, 2142169, 2153708, 2088981, as well as the article REACTORS ON FAST NEUTRONS AND THEIR ROLE IN BECOMING A BIG ATOMIC ENERGY Journal, Life and ", No. 3, 2005, the article is available at http://www.nkj.ru/archive/articles/919).

Известны ядерные реакторы на быстрых нейтронах, использующие в качестве топлива твердые соединения урана и плутония - оксиды, карбиды, нитриды, бориды, а также металлические сплавы, состоящие преимущественно из урана и плутония. Недостатком такого топлива является невысокая глубина выгорания, а также сложный процесс переработки отработанного топлива. Также известны ядерные реакторы на быстрых нейтронах, использующие в качестве топлива жидкие соединения актиноидов - солевые расплавы галогенидов урана, плутония и других элементов, или жидкометаллические расплавы, состоящие преимущественно из урана и плутония. К недостатками жидкого топлива относятся высокая коррозионная активность расплавов по отношению к конструкционным материалам, а также неустойчивость критичности активной зоны к дестабилизирующим факторам в жидкой фазе - барботажу, флотации нерастворимых продуктов деления, колебаний поверхности расплава и другим. Известны также ядерные реакторы на быстрых нейтронах, использующие в качестве топлива двухфазную металлическую систему, содержащую висмут и свинец, преимущественно в жидкой фазе, а уран и торий - преимущественно в твердой фазе, в виде интерметаллических соединений (U,Pu)×Pby или (U,Pu)×Biy, представляющей собой дисперсию частиц заданного размера. Недостатком ядерного реактора, использующего суспензию соединений урана и плутония в жидком расплаве, является процесс перекристаллизации твердой фазы, возникающий из-за неизотермичности жидкой фазы, что влечет за собой укрупнение частиц дисперсии и отложение соединений делящихся нуклидов в холодной зоне - на поверхности теплообменника первого контура.Nuclear fast-neutron reactors are known that use solid compounds of uranium and plutonium as oxides, carbides, nitrides, borides, as well as metal alloys consisting mainly of uranium and plutonium as fuel. The disadvantage of this fuel is the low burnup depth, as well as the complex process of processing spent fuel. Fast neutron nuclear reactors using liquid actinoid compounds as salt melts of halides of uranium, plutonium and other elements, or liquid metal melts consisting mainly of uranium and plutonium are also known. The disadvantages of liquid fuel include the high corrosivity of the melts in relation to structural materials, as well as the instability of the criticality of the active zone to destabilizing factors in the liquid phase - sparging, flotation of insoluble fission products, fluctuations in the surface of the melt and others. Fast neutron nuclear reactors are also known that use a two-phase metal system containing bismuth and lead, mainly in the liquid phase, as uranium and thorium, mainly in the solid phase, in the form of intermetallic compounds (U, Pu) × Pby or (U , Pu) × Biy, which is a dispersion of particles of a given size. A disadvantage of a nuclear reactor using a suspension of uranium and plutonium compounds in a liquid melt is the solid phase recrystallization process, which occurs due to the nonisothermal nature of the liquid phase, which entails the enlargement of dispersion particles and the deposition of fissile nuclide compounds in the cold zone - on the surface of the primary circuit heat exchanger.

В этой связи первой задачей настоящего изобретения является достижение высоких степеней выгорания топлива, находящегося преимущественно в твердой фазе, за счет ликвидации радиационных повреждений путем периодического расплавления и последующего формирования активной зоны из расплава. Одновременно достигается цель защиты конструкционного материала теплообменника первого контура от коррозионного воздействия жидкой фазы.In this regard, the first objective of the present invention is to achieve high degrees of burnout of the fuel, which is mainly in the solid phase, by eliminating radiation damage through periodic melting and subsequent formation of the core from the melt. At the same time, the goal of protecting the structural material of the primary heat exchanger from the corrosive effects of the liquid phase is achieved.

Известны ядерные реакторы на быстрых нейтронах, в которых активная зона представляет собой конструктивную систему, включающую в себя большое количество тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), управляющих и защитных поглощающих стержней, устройства их фиксации, систему установки и извлечения ТВЭЛов. Недостатком подобных ядерных реакторов на быстрых нейтронах является высокая сложность конструкции активной зоны, наличие многочисленных статических и кинематических устройств, находящихся в зоне интенсивного нейтронного облучения, что снижает надежность работы реактора вследствие деградации и активации конструкционных материалов активной зоны.Nuclear fast-neutron reactors are known in which the core is a structural system that includes a large number of fuel elements (fuel elements), control and protective absorbing rods, devices for their fixation, installation and extraction system for fuel elements. The disadvantage of such fast fast neutron reactors is the high complexity of the design of the active zone, the presence of numerous static and kinematic devices located in the zone of intense neutron irradiation, which reduces the reliability of the reactor due to degradation and activation of structural materials of the active zone.

В этой связи второй задачей настоящего изобретения является исключение из активной зоны любых конструктивных узлов, за исключением единственного аппарата - теплообменника первого контура. Последний представляет собой статическое оборудование, при этом механически нагруженные элементы теплообменника (подвесы) находятся вне зоны облучения. Будучи сменным узлом, теплообменник не лимитирует срок службы ядерного реактора в целом.In this regard, the second objective of the present invention is the exclusion from the active zone of any structural units, with the exception of the only apparatus - the heat exchanger of the primary circuit. The latter is a static equipment, while mechanically loaded elements of the heat exchanger (suspensions) are outside the irradiation zone. Being a replaceable unit, the heat exchanger does not limit the life of the nuclear reactor as a whole.

Известны ядерные реакторы на быстрых нейтронах, в которых система управления и защиты (СУЗ) сделана в виде поглощающих стержней, выполняющая функции регулирования нейтронного потока за счет механического перемещения внутри активной зоны. Недостатком подобной системы является наличие кинематических механизмов, снижающих надежность работы СУЗ, ограниченный срок службы управляющих стержней вследствие выгорания и радиационного повреждения материала поглотителя, высокая наведенная активность регулирующих элементов, недостаточная скорость срабатывания системы защиты, не обеспечивающая затухание цепной реакции деления при разгоне на мгновенных нейтронах.Known fast neutron reactors in which the control and protection system (CPS) is made in the form of absorbing rods, performing the function of regulating the neutron flux due to mechanical movement inside the core. The disadvantage of this system is the presence of kinematic mechanisms that reduce the reliability of the control system, the limited service life of the control rods due to burnout and radiation damage to the material of the absorber, the high induced activity of the regulatory elements, the inadequate response speed of the protection system, which does not provide attenuation of the fission chain reaction during acceleration by instantaneous neutrons.

В этой связи третьей задачей настоящего изобретения является создание самоуправляющейся активной зоны, в которой тепловыделение цепной реакции деления будет балансировать теплосъем в теплообменнике первого контура вследствие естественного физического механизма - изменения массы делящегося нуклида в активной зоне, за счет процесса динамического растворения/кристаллизации материала активной зоны. Одновременно обеспечивается быстродействующая защита от разгона на мгновенных нейтронах за счет естественного физического механизма - расплавления материала активной зоны, протекающего со значительным увеличением объема.In this regard, the third objective of the present invention is the creation of a self-regulating core in which the heat release of the fission chain reaction will balance the heat removal in the primary circuit heat exchanger due to the natural physical mechanism - changes in the mass of the fissile nuclide in the core, due to the dynamic dissolution / crystallization of the core material. At the same time, high-speed protection against acceleration by instant neutrons is provided due to the natural physical mechanism - the melting of the core material, which proceeds with a significant increase in volume.

По совокупности существенных признаков наиболее близким аналогом (прототипом) предложенного изобретения является «ядерный реактор и объединенная система переработки топлива и бланкета», описанные в патенте США №3251745, публикация 17.05.1966 г.In terms of the essential features, the closest analogue (prototype) of the proposed invention is the “nuclear reactor and integrated fuel and blanket processing system” described in US Patent No. 3251745, published May 17, 1966.

Ядерный реактор по патенту US 3251745 представляет собой двухфазную металлическую систему, в которой жидкая фаза преимущественно состоит из свинцово-висмутового расплава, а твердая фаза является интерметаллическими соединениями UxBiy и ThxBiy, в форме дисперсии, равномерно распределенной в расплаве. Недостатком суспендированного топлива является неконтролируемая перекристаллизация твердой фазы, возникающая из-за неизотермичности жидкой фазы в петле циркуляции.The US 3251745 nuclear reactor is a two-phase metal system in which the liquid phase mainly consists of lead-bismuth melt, and the solid phase is UxBiy and ThxBiy intermetallic compounds, in the form of a dispersion uniformly distributed in the melt. The disadvantage of suspended fuel is the uncontrolled recrystallization of the solid phase, which occurs due to the nonisothermal liquid phase in the loop.

В предложенном изобретении твердая фаза кристаллизуется в виде неподвижного сплошного слоя гарнисажа на поверхности теплообменника первого конура.In the proposed invention, the solid phase crystallizes in the form of a fixed continuous layer of skull on the surface of the heat exchanger of the first circuit.

Другая особенность прототипа заключается в том, что активная зона организуется за счет принудительной прокачки суспензии висмутида урана через область замедлителя, то есть спектр нейтронов в ядерном реакторе, описанном в аналоге, является тепловым. Еще одной особенностью прототипа является наличие герметичных стенок, разделяющих потоки суспензий топлива, теплоносителя и бланкета.Another feature of the prototype is that the active zone is organized by forced pumping of a suspension of uranium bismuthide through the moderator region, that is, the neutron spectrum in the nuclear reactor described in the analogue is thermal. Another feature of the prototype is the presence of sealed walls separating the flows of suspensions of fuel, coolant and blanket.

В настоящем изобретении стенкой отделен только теплоноситель, в то время как активная зона, бланкет и отражатель между собой физически объединены.In the present invention, only the coolant is separated by the wall, while the core, blank and reflector are physically combined.

Существенным недостатком прототипа является наличие активируемого висмута в составе жидкой и твердой фаз: в настоящем изобретении в качестве основного компонента двухфазной металлической системы используется только свинец.A significant disadvantage of the prototype is the presence of activated bismuth in the liquid and solid phases: in the present invention, only lead is used as the main component of the two-phase metal system.

Для решения поставленных задач предложен ядерный реактор на быстрых нейтронах с использованием двухфазной металлической системы и теплообменника, отличающийся от прототипа тем, что совокупность активной зоны, бланкета и отражателя представляет собой двухфазную металлическую систему на основе свинца: Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th.To solve these problems, a fast neutron nuclear reactor using a two-phase metal system and a heat exchanger is proposed, which differs from the prototype in that the combination of the core, blanket and reflector is a two-phase metal system based on lead: Pb-Pu-U, or Pb-U -Th, or Pb-Pu-U-Th.

При этом основным компонентом двухфазной металлической системы является свинец с содержанием более 90% мольных где до 10% мольных, свинца может замещаться оловом. Дополнительно можно использовать металлы I и II групп (до 10% мольных) для уменьшения растворимости интерметаллических соединений Pb₃U или Pb₃(U,Pu) в жидкой фазе. Активная зона представляет собой структуру, состоящую из твердой фазы - гарнисажного слоя, распределенного по внешней поверхности теплообменника первого контура, погруженную в металлический расплав. По химическому составу гарнисажный слой, образующий активную зону, представляет собой интерметаллическое соединение Pb₃U или Pb₃(U,Pu). Процесс формирования активной зоны на внешней поверхности теплообменника первого контура осуществляется за счет кристаллизации твердой фазы из расплава Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th, при наличии температурного градиента между расплавом и поверхностью гарнисажа теплообменника первого контура. Оперативное управление мощностью реактора осуществляется процессом динамического растворения/кристаллизации интерметаллического соединения Pb₃U или Pb₃(U,Pu) из металлического расплава.In this case, the main component of a two-phase metal system is lead with a content of more than 90% molar where up to 10% molar, lead can be replaced by tin. Additionally, metals of groups I and II (up to 10% molar) can be used to reduce the solubility of intermetallic compounds Pb ₃ U or Pb ₃ (U, Pu) in the liquid phase. The active zone is a structure consisting of a solid phase - a skull layer, distributed on the outer surface of the primary heat exchanger, immersed in a metal melt. According to the chemical composition, the skull layer forming the active zone is an intermetallic compound Pb ₃ U or Pb ₃ (U, Pu). The process of core formation on the outer surface of the primary circuit heat exchanger is carried out by crystallization of the solid phase from the Pb-Pu-U, or Pb-U-Th, or Pb-Pu-U-Th melt, in the presence of a temperature gradient between the melt and the surface of the heat exchanger skull first circuit. Operational control of the reactor power is carried out by the process of dynamic dissolution / crystallization of the intermetallic compound Pb ₃ U or Pb ₃ (U, Pu) from a metal melt.

Защита от неуправляемой цепной реакции осуществляется за счет расплавления гарнисажного слоя, состоящего из интерметаллического соединения Pb₃U или Pb₃(U,Pu), вследствие уменьшения средней плотности делящегося нуклида в активной зоне.Protection from uncontrolled chain reaction is achieved by melting the skull layer, consisting of the intermetallic compound Pb ₃ U or Pb ₃ (U, Pu), due to a decrease in the average density of the fissile nuclide in the core.

Также предложена двухфазная металлическая система на основе свинца для использования в качестве топлива, отражателя и бланкета в ядерном реакторе на быстрых нейтронах, представляющая собой двухфазную металлическую систему: Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th.A two-phase lead-based metal system for use as a fuel, reflector and blanket in a fast fast neutron nuclear reactor is also proposed, which is a two-phase metal system: Pb-Pu-U, or Pb-U-Th, or Pb-Pu-U- Th.

Теплообменник для реактора выполнен сменным, что позволяет его заменять после отработанного ресурса. При этом механически нагруженные элементы теплообменника находятся вне зоны облучения. Сменная одно- или многосекционная конструкция теплообменника подразумевает возможность его быстрого демонтажа и замены. Теплообменник предпочтительно змеевиковый с плоской спиралью. При этом материал теплообменника выбирают исходя из требований коррозионной стойкости в расплаве свинца, необходимой жаропрочности, удовлетворительных нейтронно-физических характеристик, радиационной стойкости, а также технологичности при изготовлении. По совокупности свойств наиболее подходящими являются малолегированные сплавы ниобия или сплав на основе ванадия V - 5% Cr - 5% Ti.The heat exchanger for the reactor is made replaceable, which allows it to be replaced after a spent resource. In this case, mechanically loaded elements of the heat exchanger are outside the irradiation zone. The replaceable one- or multi-sectional design of the heat exchanger implies the possibility of its quick dismantling and replacement. The heat exchanger is preferably coil coil with a flat spiral. In this case, the heat exchanger material is selected based on the requirements of corrosion resistance in the lead melt, the necessary heat resistance, satisfactory neutron-physical characteristics, radiation resistance, as well as manufacturability. By the combination of properties, the most suitable are low-alloyed niobium alloys or an alloy based on vanadium V - 5% Cr - 5% Ti.

Также предложен способ формирования активной зоны ядерного реактора на быстрых нейтронах с использованием двухфазной металлической системы и теплообменника, отличающийся от прототипа тем, что совокупность активной зоны, бланкета и отражателя формируют из двухфазной металлической системы на основе свинца: Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th.Also proposed is a method of forming an active zone of a fast neutron nuclear reactor using a two-phase metal system and a heat exchanger, different from the prototype in that the combination of the core, blanket and reflector is formed from a two-phase metal system based on lead: Pb-Pu-U, or Pb- U-Th, or Pb-Pu-U-Th.

Общее описание ядерного реактора на быстрых нейтронах с использованием двухфазной металлической системыGeneral description of a fast neutron nuclear reactor using a two-phase metal system

На фиг.1 приведено схематичное изображение предложенного реактора, который содержит следующие основные элементы:Figure 1 shows a schematic representation of the proposed reactor, which contains the following main elements:

1 - Корпус;1 - Case;

2 - Активная зона;2 - active zone;

3 - Зона отражателя;3 - reflector area;

4 - Газовый объем;4 - gas volume;

5 - Теплообменник;5 - heat exchanger;

6 - Индукционный нагреватель;6 - Induction heater;

7 - Труба для подачи/откачки металлического расплава;7 - Pipe for feeding / pumping metal melt;

8 - Футеровка реактора.8 - Reactor lining.

При рабочей температуре (например, 650°С) основной составляющей двухфазной металлической системы является жидкая фаза - металлический расплав, так, что массовое отношение жидкость/твердое равно 5/100. Для обеспечения такого соотношения жидкой и твердой фаз, преобладающим компонентом системы будет свинец, где отношение Pb/(U+Pu)>9. В соответствии с диаграммой состояния (см. Sheldon R.L., Foltyn Е.М., Peterson D.E.// Bull. Alloy Phase Diagrams. 1987. V8, N6, p.536-541; Foltyn E.M., Peterson D.E.// Bull. Alloy Phase Diagrams. 1988. V9, N3, p.269-271, 309-310) твердая фаза представляет собой интерметаллическое соединение Pb₃U или Pb₃(U,Pu), где отношение Pb/(U+Pu) равно 4.At the operating temperature (for example, 650 ° C), the main component of the two-phase metal system is the liquid phase - the metal melt, so that the mass ratio of liquid / solid is 5/100. To ensure such a ratio of liquid and solid phases, lead will be the predominant component of the system, where the ratio Pb / (U + Pu)> 9. According to the state diagram (see Sheldon RL, Foltyn EM, Peterson DE // Bull. Alloy Phase Diagrams. 1987. V8, N6, p. 536-541; Foltyn EM, Peterson DE // Bull. Alloy Phase Diagrams. 1988. V9, N3, p. 269-271, 309-310) the solid phase is an intermetallic compound Pb ₃ U or Pb ₃ (U, Pu), where the ratio Pb / (U + Pu) is 4.

С точки зрения компоновки ядерный реактор на быстрых нейтронах представляет собой теплоизолированный герметичный резервуар с корпусом 1, заполненный двухфазной системой Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th. В центральной части объема, заполненного металлическим расплавом, расположен погружной теплообменник 5, охлаждаемый изнутри жидкометаллическим теплоносителем, например свинцом. Расположение теплообменника внутри объема, занятого расплавом, выбирается таким образом, чтобы расстояние от границы теплообменника до ближайшей стенки или границы расплава превышало 1-1,5 м. При этом объем, вмещающий теплообменник, получается существенно меньше всего объема, занимаемого двухфазной металлической системой. Например, объем герметичного резервуара, занимаемого двухфазной металлической системой, диаметром 4 м и высотой уровня расплава 5 м, составит 63 м³, в то время как объем, вмещающий теплообменник диаметром 1,5 м и высотой 1,5 м, составит всего 2,65 м³, или 4,2% от полного объема.From the layout point of view, a fast neutron reactor is a thermally insulated hermetic tank with housing 1 filled with a two-phase Pb-Pu-U or Pb-U-Th or Pb-Pu-U-Th system. In the central part of the volume filled with the metal melt, there is a submersible heat exchanger 5, which is cooled from the inside by a liquid metal coolant, for example, lead. The location of the heat exchanger inside the volume occupied by the melt is selected so that the distance from the boundary of the heat exchanger to the nearest wall or the boundary of the melt exceeds 1-1.5 m.In this case, the volume containing the heat exchanger is significantly less than the total volume occupied by the two-phase metal system. For example, the volume of a sealed tank occupied by a two-phase metal system with a diameter of 4 m and a melt level height of 5 m will be 63 m ³ , while the volume containing a heat exchanger with a diameter of 1.5 m and a height of 1.5 m will be only 2, 65 m ³ , or 4.2% of the total volume.

Способ формирования активной зоны (A3) заключается в следующем.The method of forming the core (A3) is as follows.

В начальный момент времени металлический расплав нагревается до температуры выше температуры ликвидуса, т.е. до полного растворения твердой фазы. Например, для системы 98,5% Pb - 1% U - 0,5% Pu начальная температура должна превышать 800°С. Нагрев может быть осуществлен, например, за счет внешнего индукционного нагревателя 6 переменным электромагнитным полем или остаточным тепловыделением продуктов деления урана или плутония. В начальном состоянии концентрация делящегося компонента - Pu - в жидкометаллическом расплаве составит всего 0,5%, что будет соответствовать глубокой подкритичности реактора.At the initial time, the metal melt is heated to a temperature above the liquidus temperature, i.e. until complete dissolution of the solid phase. For example, for a system of 98.5% Pb - 1% U - 0.5% Pu, the initial temperature should exceed 800 ° C. Heating can be carried out, for example, due to an external induction heater 6 with an alternating electromagnetic field or residual heat emission from fission products of uranium or plutonium. In the initial state, the concentration of the fissile component - Pu - in the liquid metal melt will be only 0.5%, which will correspond to the deep subcriticality of the reactor.

После того как система полностью перейдет в жидкое состояние, в теплообменнике 5 начинается циркуляция хладагента. В качестве хладагента может быть использован жидкий металл с подходящими физическими свойствами, например свинец или натрий. Вследствие появления потока тепла через поверхность теплообменника температура жидкометаллического расплава уменьшается. Как только температура расплава упадет ниже заданной (линии ликвидуса), начнется кристаллизация из расплава твердой интерметаллической фазы Pb₃U или Pb₃(U,Pu).After the system has completely transitioned to a liquid state, refrigerant circulation begins in the heat exchanger 5. As a refrigerant, a liquid metal with suitable physical properties, for example, lead or sodium, can be used. Due to the appearance of heat flow through the surface of the heat exchanger, the temperature of the liquid metal melt decreases. As soon as the temperature of the melt drops below a predetermined one (liquidus line), crystallization of the solid intermetallic phase Pb ₃ U or Pb ₃ (U, Pu) from the melt begins.

Ключевой особенностью процесса формирования активной зоны 2 является кристаллизация твердой фазы в ограниченном объеме - на охлаждаемой внешней поверхности теплообменника 5, в виде сплошного слоя интерметаллического гарнисажа.A key feature of the formation of the core 2 is the crystallization of the solid phase in a limited volume - on the cooled external surface of the heat exchanger 5, in the form of a continuous layer of intermetallic skull.

Для создания плотного слоя гарнисажа и исключения кристаллизации твердой фазы где-либо еще, кроме теплообмемной поверхности, достаточно обеспечить следующие условия:To create a dense layer of a skull and to exclude crystallization of a solid phase elsewhere, except for a heat-exchanging surface, it is sufficient to provide the following conditions:

а) поверхность теплообменника, покрытая уже сформировавшимся слоем гарнисажа, должна иметь самую низкую температуру в объеме расплава. С этой целью внешние стенки резервуара, вмещающего расплав, должны быть теплоизолированы;a) the surface of the heat exchanger covered with an already formed layer of the skull must have the lowest temperature in the volume of the melt. To this end, the outer walls of the reservoir containing the melt must be thermally insulated;

б) массообмен между поверхностью гарнисажного слоя и жидкой фазой не должен лимитировать процесс кристаллизации, для чего необходимо обеспечить достаточно высокую порозность трубчатки теплообменника, а также интенсивную циркуляцию жидкой фазы из всего объема, занимаемого расплавом, через малый объем, вмещающий теплообменник. Циркуляция может быть обеспечена за счет термоконвекции, для чего жидкую фазу необходимо подогревать, например, за счет внешнего индуктора переменным электромагнитным полем или остаточным тепловыделением продуктов деления урана или плутония. Движущей силой конвекции будет градиент температуры в жидкой фазе, создаваемый объемным источником тепла и погружным теплообменником - охладителем. Также объемный подогрев будет гарантировать отсутствие холодных зон в расплаве где-либо еще, кроме теплообменной поверхности. При наличии источника тепла, создающего стационарный градиент температуры, процессы массообмена (кристаллизации) и теплообмена (снижения температуры расплава от начальной до «рабочей») можно проводить независимо друг от друга. Интенсивная принудительная циркуляция также может быть обеспечена электромагнитным полем, создаваемым внешним индуктором.b) mass transfer between the surface of the skull layer and the liquid phase should not limit the crystallization process, for which it is necessary to ensure a sufficiently high porosity of the heat exchanger tube, as well as intensive circulation of the liquid phase from the entire volume occupied by the melt through a small volume containing the heat exchanger. The circulation can be ensured by thermal convection, for which the liquid phase must be heated, for example, due to an external inductor with an alternating electromagnetic field or residual heat emission of fission products of uranium or plutonium. The driving force of convection will be the temperature gradient in the liquid phase created by the volumetric heat source and the immersion heat exchanger - cooler. Also, volumetric heating will guarantee the absence of cold zones in the melt elsewhere, except for the heat exchange surface. In the presence of a heat source that creates a stationary temperature gradient, the processes of mass transfer (crystallization) and heat transfer (lowering the melt temperature from initial to “working”) can be carried out independently of each other. Intensive forced circulation can also be provided by an electromagnetic field created by an external inductor.

В соответствии с диаграммой состояния (см. Е.М.Foltyn, D.E.Peterson, in: M.E.Kassner. D.E.Peterson (Eds.). Phase Diagrams of Binary Actinide Alloys, ASM International, Materials Park, OH, 1995, p.372: R.I.Sheldon. E.M.Foltyn. D.E.Peterson, in: M.E. Kassner, D.E.Peterson (Eds.), Phase Diagrams of Binary Actinide Alloys, ASM International, Materials Park, OH, 1995, p.202) линия ликвидуса систем Pb-U или Pb-Pu имеет Г-образную форму в области, богатой свинцом, то есть растворимость урана и плутония в свинце при понижении температуры на 100-200°С падает в десятки раз. Например, при температуре 620°С в системе 98,5% Pb - 1% U - 0,5% Pu более 90% полной массы урана и плутония будет находиться в твердой фазе.According to a state diagram (see E.M. Foltyn, DEPeterson, in: MEKassner. DEPeterson (Eds.). Phase Diagrams of Binary Actinide Alloys, ASM International, Materials Park, OH, 1995, p. 372: RISheldon. EMFoltyn. DEPeterson, in: ME Kassner, DEPeterson (Eds.), Phase Diagrams of Binary Actinide Alloys, ASM International, Materials Park, OH, 1995, p. 202) liquidus line of Pb-U or Pb systems -Pu has a L-shape in the region rich in lead, that is, the solubility of uranium and plutonium in lead decreases by a factor of ten when the temperature decreases by 100-200 ° C. For example, at a temperature of 620 ° C in a system of 98.5% Pb - 1% U - 0.5% Pu, more than 90% of the total mass of uranium and plutonium will be in the solid phase.

Процесс кристаллизации твердой фазы в виде гарнисажа с высоким относительным содержанием делящегося нуклида будет приводить к концентрированию урана и плутония в ограниченном объеме, вмещающем теплообменник, за счет обеднения жидкой фазы. Критичность структуры, состоящей из гарнисажа, расположенного в пространстве в соответствии с геометрией теплообменной поверхности, будет нарастать с увеличением массы твердой фазы, по мере протекания процесса охлаждения расплава.The crystallization process of the solid phase in the form of a skull with a high relative content of fissile nuclide will lead to the concentration of uranium and plutonium in a limited volume containing the heat exchanger due to depletion of the liquid phase. The criticality of the structure, consisting of a skull located in space in accordance with the geometry of the heat exchange surface, will increase with increasing mass of the solid phase, as the melt cools.

Геометрические параметры теплообменника и начальная концентрация в расплаве делящегося нуклида конструктивно подбираются таким образом, чтобы при достижении рабочей температуры (например, 650°С) критичность объема, вмещающего теплообменник, достигла 1 и в реакторе запустилась цепная ядерная реакция. Таким образом, сформированная в процессе кристаллизации активная зона, будет представлять собой пространственную структуру, состоящую из твердого интерметаллического соединения Pb₃U или Pb₃(U,Pu), сосредоточенного на внешней поверхности погружного теплообменника. Последний будет выполнять функции теплообменника первого контура. Существуют различные тепловые схемы одно- и многоконтурных реакторов, но всегда есть первый контур. В данном изобретении его основные функции не зависят от количества последующих контуров. После достижения рабочей температуры, и следовательно, критичности, равной I, дальнейшее падение температуры поверхности гарнисажа прекратится вследствие возникновения тепловыделения от цепной реакции деления. Вообще количество контуров определяется из соображений безопасности, например, можно использовать трехконтурную систему, где первый контур - свинцовый, второй - свинцовый, третий - водяной.The geometric parameters of the heat exchanger and the initial concentration of the fissile nuclide in the melt are structurally selected so that when the operating temperature (for example, 650 ° C) is reached, the criticality of the volume enclosing the heat exchanger reaches 1 and a nuclear chain reaction is started in the reactor. Thus, the core formed during crystallization will be a spatial structure consisting of a solid intermetallic compound Pb ₃ U or Pb ₃ (U, Pu), concentrated on the outer surface of the immersion heat exchanger. The latter will serve as the heat exchanger of the primary circuit. There are various thermal schemes for single and multi-loop reactors, but there is always a primary circuit. In this invention, its main functions are independent of the number of subsequent loops. After reaching the operating temperature, and therefore, criticality equal to I, a further drop in the temperature of the surface of the skull will stop due to the occurrence of heat from the fission chain reaction. In general, the number of circuits is determined for safety reasons, for example, you can use a three-circuit system, where the first circuit is lead, the second is lead, the third is water.

Гарнисаж, кроме функции формирования активной зоны 2 из расплава (зона отражателя 3), также выполняет ряд других необходимых функций.The skull, in addition to the function of forming the active zone 2 from the melt (reflector zone 3), also performs a number of other necessary functions.

1. Функция управления1. Management function

Управление тепловыделением в A3 осуществляется за счет изменения массы гарнисажа, образующего A3. Управляющим параметром является полный тепловой поток, потребляемый первым контуром: его изменение, например увеличение, приводит к возрастанию градиента температуры по нормали к поверхности гарнисажного слоя. Поскольку температура внешней границы гарнисажа задана из условия равновесия с жидкой фазой, увеличение градиента будет означать уменьшение температуры внутренней границы слоя, контактирующей с поверхностью теплообменника. Таким образом, увеличение теплового потока приведет к снижению средней температуры гарнисажа: следовательно, за счет увеличения средней плотности гарнисажного слоя A3 станет надкритичной, что повлечет увеличение тепловой мощности, выделяемой в процессе цепной реакции, и нагрев как твердой, так и жидкой фаз. Увеличение температуры на границе раздела гарнисажа и жидкой фазы приведет к частичному растворению твердой фазы в расплаве и уменьшению критичности до величины, равной 1, но на новом уровне мощности, соответствующем увеличенному градиенту температуры по толщине гарнисажного слоя.Heat control in A3 is controlled by changing the mass of the skull forming A3. The control parameter is the total heat flux consumed by the primary circuit: its change, for example, an increase, leads to an increase in the temperature gradient normal to the surface of the skull layer. Since the temperature of the outer boundary of the skull is set from equilibrium with the liquid phase, an increase in the gradient will mean a decrease in the temperature of the inner boundary of the layer in contact with the surface of the heat exchanger. Thus, an increase in the heat flux will lead to a decrease in the average temperature of the skull: therefore, due to an increase in the average density of the skull layer, A3 will become supercritical, which will entail an increase in the thermal power released during the chain reaction, and heating of both solid and liquid phases. An increase in temperature at the boundary between the skull and the liquid phase will lead to a partial dissolution of the solid phase in the melt and a decrease in criticality to a value of 1, but at a new power level corresponding to an increased temperature gradient across the thickness of the skull layer.

Аналогично, снижение мощности теплосъема в первом контуре приведет сначала к уменьшению средней плотности гарнисажа, падению критичности, уменьшению температуры на границе раздела фаз и, вследствие этого, кристаллизации дополнительного количества твердой фазы из расплава. Увеличение массы гарнисажа восстанавливает критичность, но на новом, меньшем уровне мощности.Similarly, a decrease in the heat removal capacity in the primary circuit will first lead to a decrease in the average density of the skull, a drop in criticality, a decrease in temperature at the phase boundary, and, as a result, crystallization of an additional amount of the solid phase from the melt. An increase in the mass of the skull restores criticality, but at a new, lower level of power.

Процесс динамического растворения/кристаллизации гарнисажа осуществляет самоуправление тепловыделением в A3 в соответствии с отбором тепла в первом контуре, то есть мощность тепловыделения в активной зоне автоматически «подстраивается» под потребителя тепла, за счет естественных физических принципов - без использования активной системы управления. Также описанный механизм обеспечивает устойчивость критичности A3 к флуктуациям реактивности, связанными с механическими колебаниями поверхности жидкой фазы, всплыванием газовых пузырей через слой жидкометаллического расплава, флотацией дисперсной фазы (продуктов деления), разбавления активной зоны продуктами деления и другими дестабилизирующими факторами. При неизменной мощности теплосъема любая флуктуация реактивности, например увеличение, приведет к надкритичности, нагреву гарнисажа, и последующему частичному растворению с восстановлением критичности. Эффективная обратная связь реактивности по мощности тепловыделения, обеспечиваемая изменением соотношения твердая/жидкая фазы в активной зоне, избавляет от необходимости наличия стандартной системы оперативного регулирования мощности.The process of dynamic dissolution / crystallization of the skull self-controls the heat release in A3 in accordance with the heat extraction in the primary circuit, that is, the heat generation capacity in the core automatically “adjusts” to the heat consumer, due to natural physical principles - without using an active control system. The described mechanism also ensures the stability of A3 criticality to reactivity fluctuations associated with mechanical vibrations of the surface of the liquid phase, gas bubbles floating through the liquid metal melt layer, flotation of the dispersed phase (fission products), dilution of the active zone with fission products and other destabilizing factors. With a constant heat removal capacity, any fluctuation in reactivity, for example, an increase, will lead to supercriticality, heating of the skull, and subsequent partial dissolution with restoration of criticality. The effective feedback of the reactivity in terms of heat dissipation, provided by the change in the ratio of solid / liquid phases in the core, eliminates the need for a standard system of operational power control.

2. Функция защиты от неуправляемой цепной реакции деления2. Protection function from uncontrolled fission chain reaction

Обеспечение подкритичности при положительном скачке реактивности осуществляется следующим образом: при мгновенном вводе в A3 избыточной реактивности происходит нагрев топливной композиции, и при достижении температуры конгруэнтного плавления (составляющей, например, для Pb₃U величину 1220°С) происходит расплавление твердого гарнисажа с увеличением объема. В отличие от растворения, где скорость процесса контролируется массообменом на границе раздела фаз, плавление твердой фазы является объемным процессом, кинетика которого определяется только скоростью нагрева. Увеличение объема A3 при переходе линии ликвидус - при полном плавлении гарнисажа - составит 0,5-2%. Это означает, что в узком температурном диапазоне (порядка 10°С) произойдет соответствующее существенное увеличение геометрического параметра активной зоны, что гарантирует подкритичность A3 даже при высоких значениях возмущающего скачка реактивности. При мгновенном плавлении твердой фазы увеличение линейных размеров активной зоны произойдет со скоростью звука в металлическом расплаве (порядка 4000 м/с). Характерное время расширения гарнисажного слоя с линейными размерами порядка 1 см составит τ~≈3*10^-6-10^-5 с. Столь малая постоянная времени обуславливает детерминистскую безопасность A3 от неуправляемой цепной реакции даже на мгновенных нейтронах.Subcriticality is ensured with a positive reactivity jump as follows: when the excess reactivity is immediately injected into A3, the fuel composition is heated, and when the congruent melting temperature reaches 1220 ° С, for example, for Pb ₃ U), the solid skull melts with increasing volume. Unlike dissolution, where the speed of the process is controlled by mass transfer at the phase boundary, melting of the solid phase is a bulk process, the kinetics of which is determined only by the heating rate. The increase in the volume of A3 during the transition of the liquidus line - with a full melting of the skull - will be 0.5-2%. This means that in a narrow temperature range (of the order of 10 ° C), a corresponding substantial increase in the geometric parameter of the active zone will occur, which guarantees subcriticality of A3 even at high values of the disturbing reactivity jump. In the instantaneous melting of the solid phase, an increase in the linear dimensions of the active zone will occur with the speed of sound in the metal melt (about 4000 m / s). The characteristic expansion time of the skull layer with linear dimensions of the order of 1 cm is τ ~ ≈3 * 10 ^-6 -10 ^-5 s. Such a small time constant determines the deterministic safety of the A3 from uncontrolled chain reaction, even at instantaneous neutrons.

Таким образом, обычная система защиты, основанная на принципе ввода в A3 поглощающих стержней, оказывается ненужной: постоянная времени срабатывания стандартной защиты на 4-5 порядков больше характерного времени срабатывания «естественной» защиты - расплавления твердой фазы активной зоны.Thus, a conventional protection system based on the principle of introducing absorbing rods into A3 is unnecessary: the response time of the standard protection is 4-5 orders of magnitude longer than the characteristic response time of the “natural” protection - melting of the solid phase of the core.

3. Функция защиты конструкционного материала теплообменника от коррозионного воздействия жидкометаллического расплава3. The function of protecting the structural material of the heat exchanger from the corrosive effects of liquid metal melt

Жидкометаллический расплав с преимущественным содержанием свинца (например, свыше 90% молярных) может вызывать коррозию материала теплообменника. Конструкционный материал теплообменника должен, с одной стороны, выдерживать кратковременное нагревание до температуры ликвидуса, то есть сохранять работоспособность выше температуры растворения твердой фазы, а с другой стороны, удовлетворять специфическим требованиям, предъявляемым к материалам активной зоны (низкое поглощение нейтронов, стойкость к радиационным повреждениям и др.). Для относительно высокотемпературной системы Pb-Th-U, из современных, серийно выпускаемых материалов, выбор ограничивается ниобием и низколегированными сплавами на его основе, а также молибденом и его сплавами. При использовании низкотемпературной системы Pb-U-Pu с высоким содержанием плутония допустимо использование сплавов V-Cr-Ti. Все вышеуказанные сплавы имеют пусть низкую, но ненулевую растворимость в жидком свинце, которая зависит от температуры расплава. Именно температурная зависимость растворимости обуславливает основной механизм коррозионного воздействия: при работе на мощности возникает существенная неизотермичность поверхности теплообменника - ее температура будет повышаться по ходу теплоносителя, что должно привести к переносу массы материала с более горячих областей на более холодные. Твердый гарнисаж обеспечивает отсутствие прямого контакта материала теплообменника с жидкой фазой, за исключением непродолжительных периодов полного растворения твердой фазы, необходимых для периодического освобождения активной зоны от продуктов деления. Переносом массы материала теплообменника в период полного расплавления гарнисажа можно пренебречь вследствие того, что при низкой мощности тепловыделения поверхность теплообменника можно считать изотермической.A liquid metal melt with a predominant lead content (for example, over 90% molar) can cause corrosion of the heat exchanger material. The structural material of the heat exchanger must, on the one hand, withstand short-term heating to liquidus temperature, that is, maintain operability above the dissolution temperature of the solid phase, and on the other hand, satisfy the specific requirements for core materials (low neutron absorption, resistance to radiation damage, and other). For the relatively high-temperature Pb-Th-U system, from modern, commercially available materials, the choice is limited to niobium and low-alloy alloys based on it, as well as molybdenum and its alloys. When using the low-temperature Pb-U-Pu system with a high plutonium content, V-Cr-Ti alloys are acceptable. All of the above alloys have a low, but non-zero solubility in liquid lead, which depends on the temperature of the melt. It is the temperature dependence of solubility that determines the main mechanism of corrosive attack: when operating at power, a significant non-isothermal surface of the heat exchanger arises - its temperature will increase along the heat carrier, which should lead to the transfer of the mass of material from hotter to colder regions. A solid skull ensures that there is no direct contact of the heat exchanger material with the liquid phase, with the exception of short periods of complete dissolution of the solid phase necessary for the periodic release of the core from fission products. The mass transfer of the material of the heat exchanger during the complete melting of the skull can be neglected due to the fact that at low heat dissipation power the surface of the heat exchanger can be considered isothermal.

Функциональные зоны ядерного реактораFunctional areas of a nuclear reactor

Внешняя зонаOuter zone

Внешняя зона представляет собой герметичный теплоизолированный резервуар с верхней крышкой, удерживающий металлический расплав. Нейтронный флюенс во внешней зоне на три порядка ниже по сравнению с A3, вследствие того что между A3 и стенками резервуара находится отражатель - свинцовый расплав толщиной 1-1,5 м. В связи с этим отсутствуют радиационные повреждения материала внешней зоны. Основной фактор, определяющий долговечность оболочки резервуара, - химическая коррозия в свинцовом расплаве при температуре до 1250°С. Возможные материалы резервуара - молибден или ниобий, обеспечивающие надежную изоляцию расплава из-за высокой температуры плавления. Срок службы может составить более 50 лет при использовании толстостенной футеровки. Использование неохлаждаемой футеровки большой толщины возможно вследствие того, что внутри стенок резервуара отсутствует объемное тепловыделение, связанное с проникающей радиацией.The outer zone is a sealed heat-insulated tank with a top cover that holds the molten metal. The neutron fluence in the outer zone is three orders of magnitude lower than A3, due to the fact that there is a reflector, a lead melt 1-1.5 m thick, between A3 and the walls of the reservoir. In this regard, there is no radiation damage to the material of the outer zone. The main factor determining the durability of the tank shell is chemical corrosion in the lead melt at temperatures up to 1250 ° C. Possible materials of the tank are molybdenum or niobium, which provide reliable insulation of the melt due to the high melting point. The service life can be more than 50 years when using a thick-walled lining. The use of uncooled lining of large thickness is possible due to the fact that inside the walls of the tank there is no volumetric heat generation associated with penetrating radiation.

В качестве конструкционного материала футеровки можно использовать, например, карбид титана, диборид титана, их сплавы, а также композитный материал С-TiC.As the structural material of the lining, for example, titanium carbide, titanium diboride, their alloys, and also C-TiC composite material can be used.

Выбор вышеуказанных материалов обусловлен их термодинамической устойчивостью в свинцовом расплаве, а также исчезающе малой растворимостью. Дополнительно, использование композита С-TiC, полученного методом пропитки пористого графита жидким титаном, позволяет создать газоплотную керамическую оболочку с высокой температурой плавления и термостойкостью, что обеспечивает возможность длительного удержания кориума при наступлении тяжелой аварии, связанной с потерей охлаждения.The choice of the above materials is due to their thermodynamic stability in the lead melt, as well as vanishingly low solubility. Additionally, the use of a C-TiC composite obtained by impregnating porous graphite with liquid titanium makes it possible to create a gas-tight ceramic shell with a high melting point and heat resistance, which ensures the long-term retention of corium in the event of a severe accident associated with loss of cooling.

Прототипом конструкции футерованной оболочки резервуара, обеспечивающей удержание металлического расплава с неоднородным температурным полем, является типовая конструкция кислородного конвертера.The prototype design of the lined shell of the tank, providing retention of the metal melt with an inhomogeneous temperature field, is a typical design of an oxygen converter.

Внешняя зона также может включать в себя устройство разогрева и циркуляции металлического расплава, например индуктор, находящийся снаружи по отношению к внешней оболочке резервуара, то есть в холодной зоне.The outer zone may also include a device for heating and circulating the metal melt, for example, an inductor located outside the outer shell of the tank, that is, in the cold zone.

Кроме того, резервуар имеет технологические отверстия и встроенные в них трубопроводы для откачки и подачи металлического расплава с целью очистки его от растворенных и суспендированных продуктов деления, откачки солевой фазы, удаления газообразных продуктов деления, а также люки в верхней крышке, через которые устанавливаются и извлекаются погружные теплообменники. Периодичность будет определятся глубиной выгорания, которая в свою очередь будет лимитироваться скорее экономическими, чем технологическими показателями.In addition, the tank has technological holes and pipelines built into them for pumping and supplying the metal melt in order to clean it from dissolved and suspended fission products, pumping out the salt phase, removing gaseous fission products, as well as hatches in the top cover, through which they are installed and removed immersion heat exchangers. The frequency will be determined by the burnup depth, which in turn will be limited by economic rather than technological indicators.

Между верхней крышкой и поверхностью расплава предусмотрен свободный газовый объем, служащий для сбора газообразных продуктов деления.A free gas volume is provided between the top cover and the surface of the melt, which serves to collect gaseous fission products.

Также во внешней зоне могут быть размещены теплообменники аварийного расхолаживания. Они должны быть задействованы в случае одновременного отказа всех теплообменников первого контура или потери работоспособности второго контура. Теплообменники аварийного расхолаживания могут быть выполнены как в виде тепловых груб, так и с использованием жидкометаллического теплоносителя. Ключевой особенностью теплообменника аварийного расхолаживания является размещение теплообменных поверхностей: они должны быть погружены в жидкую фазу и располагаться равномерно по периферии внешней зоны, максимально близко к оболочке резервуара. При появлении теплового потока через теплообменники аварийного расхолаживания, гарнисаж с высоким содержанием делящегося нуклида будет осаждаться именно там. При этом вышеуказанная геометрия расположения гарнисажа, в которой отдельные элементы разнесены на максимальное расстояние друг от друга, будет обеспечивать подкритичность реактора.Also in the outer zone can be placed emergency cooldown heat exchangers. They should be involved in the event of a simultaneous failure of all heat exchangers of the primary circuit or loss of operability of the secondary circuit. Emergency cooldown heat exchangers can be made both in the form of heat coarse, and using a liquid metal coolant. A key feature of the emergency cooldown heat exchanger is the placement of heat exchange surfaces: they must be immersed in the liquid phase and positioned evenly along the periphery of the outer zone, as close as possible to the tank shell. When a heat flux appears through emergency cooldown heat exchangers, a skull with a high content of fissile nuclide will precipitate there. Moreover, the above geometry of the location of the skull, in which the individual elements are spaced at a maximum distance from each other, will ensure subcriticality of the reactor.

Активная зонаActive zone

Активная зона расположена в центральной части резервуара. A3 представляет собой структуру, состоящую из твердой фазы - гарнисажного слоя, распределенного по внешней поверхности теплообменника, а также жидкой фазы, состоящей преимущественно из свинца и циркулирующей с внешней стороны гарнисажа в межтрубном пространстве. Топливной композицией активной зоны является интерметаллическое соединение Pb₃U или Pb₃(U,Pu), из которого состоит гарнисаж, а также жидкая фаза в межтрубном пространстве теплообменника в той степени, в которой делящийся нуклид будет присутствовать в растворе. Активная зона обратимо образуется путем кристаллизации твердой фазы при охлаждении расплава, и может быть «ликвидирована» путем растворения гарнисажного слоя при нагревании жидкой фазы. Самым напряженным конструктивным элементом реактора будет являться погружной теплообменник, материал которого подвергается интенсивному облучению потоком быстрых нейтронов, а также коррозионному воздействию: со стороны жидкометаллического хладагента - изнутри, и кратковременному воздействию расплава свинца в периоды полного растворения гарнисажа - снаружи. Предполагаемый срок службы теплообменника составит 2-4 года; данный аппарат имеет статус периодически заменяемого узла. Таким образом, долговечность теплообменника не лимитирует срок службы реактора в целом. С целью увеличения надежности реактора возможно использование нескольких теплообменников с независимыми петлями охлаждения в составе общей активной зоны. Выход из строя одного из них вызовет кратковременную остановку цепной реакции - вследствие плавления части гарнисажа и потерь критичности A3. Последующая перекристаллизация гарнисажа с поверхности поврежденного аппарата на поверхность оставшихся работоспособных теплообменников снова приведет к достижению критичности, однако с уменьшением тепловой мощности A3, примерно пропорциональной уменьшению суммарной площади поверхности теплообмена.The core is located in the central part of the reservoir. A3 is a structure consisting of a solid phase - a skull layer distributed over the outer surface of the heat exchanger, as well as a liquid phase consisting mainly of lead and circulating from the outer side of the skull in the annulus. The fuel composition of the core is the intermetallic compound Pb ₃ U or Pb ₃ (U, Pu), of which the skull is composed, as well as the liquid phase in the annulus of the heat exchanger to the extent that the fissile nuclide will be present in the solution. The active zone is reversibly formed by crystallization of the solid phase upon cooling of the melt, and can be "eliminated" by dissolving the skull layer when the liquid phase is heated. The most stressed structural element of the reactor will be an immersion heat exchanger, the material of which is subjected to intense irradiation with a fast neutron flux, as well as to corrosion: from the side of liquid metal refrigerant - from the inside, and short-term exposure to lead melt during periods of complete dissolution of the skull - from the outside. Estimated service life of the heat exchanger is 2-4 years; This unit has the status of a periodically replaced unit. Thus, the durability of the heat exchanger does not limit the life of the reactor as a whole. In order to increase the reliability of the reactor, it is possible to use several heat exchangers with independent cooling loops as part of the common core. The failure of one of them will cause a short-term stop of the chain reaction due to the melting of part of the skull and loss of criticality A3. Subsequent recrystallization of the skull from the surface of the damaged apparatus to the surface of the remaining usable heat exchangers will again lead to criticality, however, with a decrease in thermal power A3, approximately proportional to a decrease in the total heat exchange surface area.

Теплообменник может быть выполнен одно- и многосекционным.The heat exchanger can be made single and multi-section.

В случае использования системы Pb-Pu-U²³⁸, состав гарнисажа будет отвечать соединению Pb₃(U,Pu), то есть твердая фаза будет выполнять функцию как топлива, так и бланкета.In the case of using the Pb-Pu-U ^{238 system} , the composition of the skull will correspond to the Pb ₃ (U, Pu) compound, that is, the solid phase will fulfill the function of both fuel and blanket.

Зона отражателяReflector area

Между стенками резервуара и A3 находится жидкометаллический расплав, состоящий преимущественно (более 90% молярных) из свинца, с небольшим содержанием делящегося нуклида (уран 233 или плутоний) и сырьевого нуклида (торий или уран 238, соответственно), а также растворенных и суспендированных продуктов деления. Теплообменник подвешивается к верхней крышке внешнего резервуара таким образом, что оказывается под слоем расплава на глубине 1-1,5 м и на таком же расстоянии от боковых стенок и днища резервуара.Between the walls of the tank and A3 there is a liquid metal melt consisting mainly of lead (more than 90% molar), with a small content of fissile nuclide (uranium 233 or plutonium) and a raw nuclide (thorium or uranium 238, respectively), as well as dissolved and suspended fission products . The heat exchanger is suspended from the top cover of the external tank in such a way that it is under the melt layer at a depth of 1-1.5 m and at the same distance from the side walls and the bottom of the tank.

Роль жидкой фазы зоны отражателя заключается в следующем.The role of the liquid phase of the reflector zone is as follows.

1. Металлический расплав, состоящий преимущественно из свинца (при рабочей температуре - более 97% молярных), используется как отражатель нейтронов с высоким альбедо, обеспечивая максимально жесткий спектр нейтронного потока. Основным барьером биологической защиты является герметичный внешний резервуар. Жидкий расплав защищает стенки и верхнюю крышку резервуара от нейтронного потока из активной зоны, а также на 2-3 порядка снижает мощность γ-излучения.1. A metal melt, consisting mainly of lead (at a working temperature of more than 97% molar), is used as a neutron reflector with a high albedo, providing the most stringent neutron flux spectrum. The main barrier to biological protection is a sealed external reservoir. Liquid melt protects the walls and the top cover of the tank from the neutron flux from the core, and also reduces the γ-radiation power by 2–3 orders of magnitude.

2. Жидкая фаза используется в качестве буфера-растворителя делящегося нуклида при формировании A3 путем кристаллизации/растворения твердой интерметаллической топливной композиции, а также для управления критичностью A3.2. The liquid phase is used as a solvent buffer of the fissile nuclide during the formation of A3 by crystallization / dissolution of the solid intermetallic fuel composition, as well as to control the criticality of A3.

3. В случае использования системы Pb-U-Th или Pb-Pu-U-Th, жидкая фаза служит растворителем для тория, то есть является бланкетом.3. In the case of using the Pb-U-Th or Pb-Pu-U-Th system, the liquid phase serves as a solvent for thorium, that is, it is a blanket.

4. Металлический расплав исполняет функцию буфера-растворителя для большинства нелетучих продуктов деления.4. The metal melt acts as a solvent buffer for most non-volatile fission products.

5. Также расплав может являться буфером-растворителем для высокорадиоактивных актиноидов, подлежащих выжиганию.5. The melt may also be a solvent buffer for highly radioactive actinides to be burned.

Между границей расплава и верхней крышкой предусматривается пространство (газовый объем 4) для сбора газообразных продуктов деления, отвод которых осуществляется через технологические отверстия в верхней крышке резервуара.Between the boundary of the melt and the upper lid there is a space (gas volume 4) for collecting gaseous fission products, the removal of which is carried out through technological holes in the upper lid of the tank.

Химический состав двухфазной металлической системыThe chemical composition of a two-phase metal system

Химический состав двухфазной металлической системы для создания активной зоны ядерного реактора на быстрых нейтронах представляет собой систему Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th.The chemical composition of a two-phase metal system for creating the core of a fast neutron reactor is the Pb-Pu-U, or Pb-U-Th, or Pb-Pu-U-Th system.

В качестве делящегося нуклида могут быть использованы U233 или Pu, а в качестве сырьевого нуклида - Th или U238, соответственно. Соотношение сырьевых и делящихся нуклидов определяется требуемыми нейтронно-физическими характеристиками A3.U233 or Pu can be used as fissile nuclide, and Th or U238 can be used as raw nuclide, respectively. The ratio of raw and fissile nuclides is determined by the required neutron-physical characteristics of A3.

Отличие уран-плутониевого от торий-уранового цикла будет заключаться в следующем.The difference of the uranium-plutonium from the thorium-uranium cycle will be as follows.

В первом случае сырьевой нуклид (уран) будет находиться в твердой фазе вместе с делящимся нуклидом (плутонием) в виде твердого раствора Pb₃(U,Pu).In the first case, the raw nuclide (uranium) will be in the solid phase together with fissile nuclide (plutonium) in the form of a solid solution of Pb ₃ (U, Pu).

Во втором случае сырьевой нуклид (торий) будет растворен в жидкой фазе, в то время как делящийся нуклид (уран) - в твердой, вследствие того, что растворимость тория в свинце, в отличие от урана, достаточно высока и составляет величину более 2% при температуре выше 550°С. Таким образом, бланкет может находиться в гарнисаже (система Pb-Pu-U), в расплаве (система Pb-U-Th) или одновременно в обеих фазах (система Pb-Pu-U-Th).In the second case, the raw nuclide (thorium) will be dissolved in the liquid phase, while the fissile nuclide (uranium) will be dissolved in the solid phase, because the solubility of thorium in lead, unlike uranium, is quite high and amounts to more than 2% at temperature above 550 ° C. Thus, the blanket can be in the skull (Pb-Pu-U system), in the melt (Pb-U-Th system) or simultaneously in both phases (Pb-Pu-U-Th system).

Основным компонентом всех вышеуказанных систем является свинец с содержанием более 90% молярных. Выбор свинца в качестве основного компонента двухфазной металлической системы обусловлен тем, что интерметаллические соединения Pb₃U или Pb₃(U,Pu) имеют резкую Г-образную зависимость растворимости в жидком свинце от температуры. Это обстоятельство дает возможность обратимого формирования A3 за счет осаждения из разбавленного расплава в твердую фазу более 90% делящихся нуклидов при снижении температуры двухфазной металлической системы от 800-900°С до 550-650°С, в соответствии с диаграммой состояния (см. Е.М.Foltyn, D.E.Peterson, in: М.Е.Kassner, D.E.Peterson (Eds.), Phase Diagrams of Binary Actinide Alloys, ASM International, Materials Park, OH, 1995, p.372; R.I. Sheldon, E.M. Foltyn, D.E.Peterson, in: M.E.Kassner, D.E. Peterson (Eds.), Phase Diagrams of Binary Actinide Alloys, ASM International, Materials Park, OH, 1995, p.202).The main component of all the above systems is lead with a content of more than 90% molar. The choice of lead as the main component of a two-phase metal system is due to the fact that the intermetallic compounds Pb ₃ U or Pb ₃ (U, Pu) have a sharp L-shaped temperature dependence of solubility in liquid lead. This circumstance allows the reversible formation of A3 due to precipitation from the diluted melt into the solid phase of more than 90% of fissile nuclides while lowering the temperature of the two-phase metal system from 800-900 ° C to 550-650 ° C, in accordance with the state diagram (see E. M. Foltyn, DEPeterson, in: M.E. Kassner, DEPeterson (Eds.), Phase Diagrams of Binary Actinide Alloys, ASM International, Materials Park, OH, 1995, p. 372; RI Sheldon, EM Foltyn, DEPeterson, in : MEKassner, DE Peterson (Eds.), Phase Diagrams of Binary Actinide Alloys, ASM International, Materials Park, OH, 1995, p. 202).

Аналогичную Г-образную зависимость растворимости имеют интерметаллические соединения Sn₃U или Sn₃(U,Pu) в расплаве Pb-Sn (см. Sheldon R.L., Foltyn Е.М., Peterson D.E.// Bull. Alloy Phase Diagrams 1987. V8, N4, p.347-352; Foltyn E.M.. Peterson D.E.// Bull. Alloy Phase Diagrams 1988. V9, N2, p.152-155, 203-204). В случае использования системы Pb-Pu-U с низкой температурой ликвидуса может быть оправданным применение вместо свинца системы Pb-Sn, где концентрация олова менее 10% молярных, так как температура плавления соединения Sn₃(U,Pu) на 120-180°С выше, чем у соединения Pb₃(U,Pu). Недостатком использования олова является более высокое сечение поглощения нейтронов по сравнению со свинцом.A similar L-shaped solubility dependence has intermetallic compounds Sn ₃ U or Sn ₃ (U, Pu) in the Pb-Sn melt (see Sheldon RL, Foltyn EM, Peterson DE // Bull. Alloy Phase Diagrams 1987. V8, N4, p. 347-352; Foltyn EM. Peterson DE // Bull. Alloy Phase Diagrams 1988. V9, N2, p. 152-155, 203-204). In the case of using the Pb-Pu-U system with a low liquidus temperature, it may be justified to use the Pb-Sn system instead of lead, where the tin concentration is less than 10% molar, since the melting point of the compound Sn ₃ (U, Pu) is 120-180 ° С higher than the compound Pb ₃ (U, Pu). The disadvantage of using tin is a higher neutron absorption cross section compared to lead.

Для уменьшения растворимости Pb₃U или Pb₃(U,Pu) в области более высоких температур возможно использование высаливателей: для системы Pb-U-Th высаливателем будет выступать сырьевой нуклид - торий, для системы Pb-Pu-U в качестве высаливателя можно использовать легкие металлы первой и второй групп, например Na или Mg. Концентрация последних может быть в диапазоне 0,5-10% молярных и будет определяться выбором рабочей температуры активной зоны: чем выше необходимая температура, тем больше должна быть концентрация высаливателя.To reduce the solubility of Pb ₃ U or Pb ₃ (U, Pu) at higher temperatures, it is possible to use salting out agents: for the Pb-U-Th system, the raw material nuclide - thorium will act as a salting out agent; for the Pb-Pu-U system, it is possible to use a salting out agent light metals of the first and second groups, for example Na or Mg. The concentration of the latter can be in the range of 0.5-10% molar and will be determined by the choice of the working temperature of the active zone: the higher the required temperature, the greater should be the concentration of the salting out agent.

Предложенный ядерный реактор на быстрых нейтронах с использованием двухфазной металлической системы работает следующим образом.The proposed fast fast neutron reactor using a two-phase metal system operates as follows.

Работа реактора является периодическим процессом, состоящим из ряда неравных по длительности циклов.The operation of the reactor is a batch process consisting of a series of unequal cycle times.

Работа на мощность (рабочая кампания)Work on power (work campaign)

В этот период в активной зоне реактора, сформированной в виде гарнисажа на поверхности теплообменника первого контура, происходит выгорание делящегося нуклида, сопровождающееся выделением тепла, которое используется для производства электроэнергии. Одновременно в бланкете происходит расширенная наработка свежего количества делящегося нуклида из сырьевого нуклида. В случае использования сырьевого U²³⁸, который концентрируется в твердой фазе, наработка свежего плутония происходит непосредственно в массе гарнисажа, за счет чего происходит восполнение выгоревшего топлива и компенсация непроизводительного захвата нейтронов накапливающимися продуктами деления. В случае использования тория в качестве сырьевого нуклида, растворенного в жидкой фазе, в реакторе происходит наработка делящегося U²³³, который по мере накопления в расплаве кристаллизуется в виде гарнисажа - в соответствии с диаграммой состояния. Таким образом, подпитка наработанным свежим топливом активной зоны осуществляется непрерывно в течение всей рабочей кампании естественным образом; извлечение из реактора и специальная переработка материала бланкета с целью выделения делящегося компонента не требуется.During this period, in the reactor core, formed in the form of a skull on the surface of the primary heat exchanger, fissile nuclide burns out, accompanied by the release of heat, which is used to generate electricity. At the same time, the blanket has an extended production of a fresh amount of fissile nuclide from a raw nuclide. In the case of using raw U ²³⁸ , which is concentrated in the solid phase, the production of fresh plutonium occurs directly in the mass of the skull, due to which there is a replenishment of burned fuel and compensation for the unproductive capture of neutrons by the accumulated fission products. In the case of using thorium as a raw material nuclide dissolved in the liquid phase, fissile U ^{233 is} produced in the reactor, which, as it accumulates in the melt, crystallizes as a skull in accordance with the state diagram. Thus, replenishment of the accumulated fresh fuel of the core is carried out continuously throughout the working campaign in a natural way; extraction from the reactor and special processing of blanket material in order to isolate the fissile component is not required.

Длительность кампании будет лимитироваться накоплением продуктов деления в твердой фазе, прежде всего, газообразных, вызывающих рост внутренних напряжений в материале гарнисажа. Единичные повреждения (трещины или сколы) будут вызывать временную потерю критичности с последующим ее восстановлением - за счет кристаллизации нового гарнисажного слоя в дефектных местах. Однако, время, необходимое для залечивания повреждений, будет определяться кинетикой кристаллизации, поэтому восстановление критичности может потребовать относительно длительного периода, оценочно, порядка часа. Если частота возникновения дефектов будет достаточно высока, то несмотря на наличие эффекта самовосстановления гарнисажа работа на мощность станет неустойчивой.The duration of the campaign will be limited by the accumulation of fission products in the solid phase, primarily gaseous, causing an increase in internal stresses in the material of the skull. Single damage (cracks or chips) will cause a temporary loss of criticality with its subsequent restoration - due to the crystallization of a new skull layer in defective places. However, the time required to repair the damage will be determined by the kinetics of crystallization, so restoration of criticality may require a relatively long period, estimated to be about an hour. If the frequency of occurrence of defects is high enough, then despite the presence of the self-healing effect of the skull, work on power will become unstable.

Предполагаемая глубина выгорания топлива к концу рабочей кампании составит 5-10%. Характерная продолжительность данного цикла - 2-4 года.Estimated fuel burnup by the end of the campaign will be 5-10%. The characteristic duration of this cycle is 2-4 years.

Цикл растворения загрязненной продуктами деления активной зоны и последующего формирования нового гарнисажаThe cycle of dissolution of the core contaminated by fission products and the subsequent formation of a new skull

При достижении заданной глубины выгорания гарнисажный слой подвергается растворению в жидкой фазе за счет повышения температуры выше температуры ликвидуса. Повышение температуры осуществляется за счет уменьшения теплосъема ниже уровня остаточного тепловыделения. Растворение гарнисажа будет сопровождаться потерей критичности и прекращением цепной реакции деления. Газообразные продукты деления всплывут к границе расплава и попадут в газовый объем в верхней части реактора, большая часть оставшихся продуктов деления перейдет в расплав, а именно щелочные, щелочноземельные металлы, лантаноиды, иттрий, цирконий, кадмий, сурьма, серебро, родий, палладий. Йод в виде соединения CsI образует отдельную легкую солевую фазу, сконцентрированную на границе раздела расплав-газ. Такие продукты деления, как молибден, технеций и рутений, вследствие малой растворимости в свинце будут находиться в виде мелкодисперсной суспензии в свинцовом расплаве.Upon reaching a predetermined burnup depth, the skull layer is dissolved in the liquid phase by increasing the temperature above the liquidus temperature. The temperature is increased by reducing heat removal below the level of residual heat. The dissolution of the skull will be accompanied by a loss of criticality and the termination of the chain reaction of division. Gaseous fission products will float to the boundary of the melt and enter the gas volume in the upper part of the reactor, most of the remaining fission products will go into the melt, namely alkaline, alkaline earth metals, lanthanides, yttrium, zirconium, cadmium, antimony, silver, rhodium, palladium. Iodine in the form of a CsI compound forms a separate light salt phase concentrated at the melt-gas interface. Such fission products as molybdenum, technetium and ruthenium, due to the low solubility in lead, will be in the form of a finely divided suspension in the lead melt.

После завершения процедуры растворения «отработанного» гарнисажа теплосъем через теплообменник первого контура вновь увеличивается, температура расплава начинает снижаться и на теплообменной поверхности вновь кристаллизуется твердая фаза Pb₃U или Pb₃(U,Pu).After the dissolution of the “spent” skull is completed, the heat removal through the primary circuit heat exchanger again increases, the melt temperature begins to decrease, and the solid phase Pb ₃ U or Pb ₃ (U, Pu) crystallizes again on the heat exchange surface.

Специфической особенностью жидкого свинца как растворителя является очень низкая растворимость плюмбидов урана и плутония по сравнению с продуктами деления: щелочные и щелочноземельные металлы, торий, цирконий, кадмий, сурьма, серебро, родий, палладий образуют эвтектики в области, богатой свинцом, что исключает их кристаллизацию в виде отдельной фазы; эти элементы также не будут образовывать твердых растворов с вышеуказанными плюмбидами урана и плутония, вследствие разных типов кристаллических решеток.A specific feature of liquid lead as a solvent is the very low solubility of plumbids of uranium and plutonium compared to fission products: alkali and alkaline earth metals, thorium, zirconium, cadmium, antimony, silver, rhodium, palladium form eutectics in the region rich in lead, which excludes their crystallization as a separate phase; these elements will also not form solid solutions with the above plumbids of uranium and plutonium, due to different types of crystal lattices.

Наиболее близкими свойствами к интерметаллическим соединениям Pb₃U или Pb₃(U,Pu) обладают плюмбиды лантаноидов и иттрия, отвечающих составу Pb₃Ln. Все вышеуказанные соединения имеют одну ту же объемно-центрированную тетрагональную решетку (прототип Cu₃Au) с близкими параметрами, что потенциально создает возможность сокристаллизации плюмбидов урана, плутония и лантаноидов.The closest properties to intermetallic compounds Pb ₃ U or Pb ₃ (U, Pu) are possessed by plumbids of lanthanides and yttrium corresponding to the composition of Pb ₃ Ln. All of the above compounds have the same body-centered tetragonal lattice (prototype Cu ₃ Au) with close parameters, which potentially creates the possibility of co-crystallization of plumbids of uranium, plutonium and lanthanides.

Однако стандартные энтальпии образования бесконечно разбавленных растворов урана и плутония в свинце лежат в диапазоне 80-115 кДж/моль, в то время как для лантаноидов эта величина составляет 230-270 кДж/моль. Существенно более высокое сродство лантаноидов к свинцу по сравнению с ураном и плутонием обуславливает преимущественное выделение в твердую фазу актиноидов, и соответственно, концентрирование лантаноидов в жидкой фазе. Экспериментально этот факт был подтвержден в работе Fractional precipitation processes for liquid metal fuels / by Robert J. Teitel. Upton, N.Y.: Brookhaven National Laboratory; 1958, где коэффициент распределения урана в твердую фазу Pb₃U превышал соответствующий коэффициент распределения неодима и диспрозия в твердую фазу Pb₃(Nd,Dy) в 300-400 раз.However, the standard enthalpies of the formation of infinitely dilute solutions of uranium and plutonium in lead are in the range of 80-115 kJ / mol, while for lanthanides this value is 230-270 kJ / mol. The significantly higher affinity of lanthanides for lead compared with uranium and plutonium determines the predominant release of actinides into the solid phase, and, accordingly, the concentration of lanthanides in the liquid phase. This fact was experimentally confirmed in the work of Fractional precipitation processes for liquid metal fuels / by Robert J. Teitel. Upton, NY: Brookhaven National Laboratory; 1958, where the distribution coefficient of uranium in the solid phase of Pb ₃ U exceeded the corresponding distribution coefficient of neodymium and dysprosium in the solid phase of Pb ₃ (Nd, Dy) by 300-400 times.

Таким образом, процедура плавления и последующей кристаллизации гарнисажа обеспечивает перемещение основного количества (более 98%) продуктов деления из материала гарнисажа в жидкую фазу в виде раствора или суспензии. Вновь сформированная активная зона достигает критичности, после чего начинается очередная кампания работы на мощность.Thus, the melting and subsequent crystallization of the skull ensures the transfer of the main amount (more than 98%) of fission products from the skull material into the liquid phase in the form of a solution or suspension. The newly formed core reaches criticality, after which the next campaign for work on power begins.

Характерная продолжительность цикла очистки активной зоны от продуктов деления от 2 до 10 дней.The characteristic duration of the cleaning cycle of the core from fission products is from 2 to 10 days.

После начала очередной кампании осуществляется очистка жидкой фазы от продуктов деления, перешедших в нее из «отработанного» гарнисажа. С этой целью из реактора периодически или непрерывно откачивается некоторое количество жидкой фазы, которая подвергается пирохимической очистке от растворенных и суспендированных продуктов деления, например, по способу, аналогичному тому, который описан в патенте US 2758023 или US 3251745. Очищенный свинцовый расплав, а также уран, плутоний и/или торий снова возвращаются в реактор. Процедура очистки жидкой фазы осуществляется до тех пор, пока концентрация продуктов деления не упадет ниже заданной. Необходимое время может составить 1-6 месяцев, в зависимости от производительности линии очистки.After the start of the next campaign, the liquid phase is cleaned of fission products that have passed into it from the "spent" skull. To this end, a certain amount of the liquid phase is periodically or continuously pumped out of the reactor, which is subjected to pyrochemical purification from dissolved and suspended fission products, for example, by a method similar to that described in US Pat. No. 2,758,023 or US 3251745. The purified lead melt, as well as uranium , plutonium and / or thorium are returned to the reactor again. The purification procedure of the liquid phase is carried out until the concentration of fission products falls below a predetermined value. The required time can be 1-6 months, depending on the performance of the cleaning line.

Пример 1. Стартовый химический состав двухфазной металлической системы ядерного реактора на быстрых нейтронах может включать в себя следующие компоненты (% молярных): Pb - 97,5%; U - 1%; Pu - 0,5%; Mg - 1%. Температура ликвидуса - 820°С, рабочая температура внешней поверхности гарнисажа - 600°С, температура теплоносителя на выходе из теплообменника первого контура - 520°С. Глубина выгорания за период до очередного расплавления активной зоны - 5%. Материал теплообменника первого контура - сплав V - 5% Cr - 5% Ti, материал футеровки резервуара - TiC.Example 1. The starting chemical composition of a two-phase metal system of a fast fast neutron nuclear reactor can include the following components (% molar): Pb - 97.5%; U - 1%; Pu - 0.5%; Mg - 1%. The liquidus temperature is 820 ° С, the working temperature of the outer surface of the skull is 600 ° С, the temperature of the coolant at the outlet of the primary heat exchanger is 520 ° С. The burnup depth for the period until the next core melt is 5%. The primary heat exchanger material is alloy V - 5% Cr - 5% Ti, the lining material of the tank is TiC.

Пример 2. Стартовый химический состав двухфазной металлической системы ядерного реактора на быстрых нейтронах может включать в себя следующие компоненты (% молярных): Pb - 94,5%: U - 1,5%; Th - 4%. Температура ликвидуса - 930°С. рабочая температура внешней поверхности гарнисажа - 720°С, температура теплоносителя на выходе из теплообменника первого контура - 620°С. Глубина выгорания за период до очередного расплавления активной зоны - 15%. Материал теплообменника первого контура - сплав Nb - 1% Zr, материал футеровки резервуара - TiB₂.Example 2. The starting chemical composition of a two-phase metal system of a fast fast neutron nuclear reactor can include the following components (% molar): Pb - 94.5%: U - 1.5%; Th - 4%. The liquidus temperature is 930 ° C. the working temperature of the outer surface of the skull is 720 ° C, the temperature of the coolant at the outlet of the primary circuit heat exchanger is 620 ° C. The burnup depth for the period until the next core melt is 15%. The primary heat exchanger material is Nb alloy - 1% Zr, the tank lining material is TiB ₂ .

Таким образом, использование двухфазной металлической системы на основе свинца в качестве топлива, отражателя и бланкета, а именно совокупности активной зоны, отражателя и бланкета в виде двухфазной металлической системы Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th, позволяет достичь высоких степеней выгорания топлива, находящегося преимущественно в твердой фазе, за счет очистки от продуктов деления, а также ликвидации радиационных повреждений путем периодического расплавления и последующего формирования активной зоны из расплава. Кроме того, изобретение позволяет исключить из активной зоны реактора конструктивные узлы, оставив только теплообменник первого контура, который представляет собой статическое оборудование, при этом механически нагруженные элементы теплообменника (подвесы) находятся вне зоны облучения. Будучи сменным узлом, теплообменник не лимитирует срок службы ядерного реактора в целом. При этом изобретение позволяет создать самоуправляющуюся активную зону, в которой тепловыделение цепной реакции деления будет балансировать теплосъем в теплообменнике первого контура вследствие естественного физического механизма. Одновременно обеспечивается быстродействующая защита от разгона на мгновенных нейтронах.Thus, the use of a two-phase metal system based on lead as a fuel, a reflector and a blanket, namely, a combination of the core, a reflector, and a blanket in the form of a two-phase metal system Pb-Pu-U, or Pb-U-Th, or Pb-Pu- U-Th, allows to achieve high degrees of burnout of the fuel, which is mainly in the solid phase, due to the purification of fission products, as well as the elimination of radiation damage by periodic melting and subsequent formation of the core from the melt. In addition, the invention allows to exclude structural units from the reactor core, leaving only the primary circuit heat exchanger, which is static equipment, while mechanically loaded heat exchanger elements (suspensions) are outside the irradiation zone. Being a replaceable unit, the heat exchanger does not limit the life of the nuclear reactor as a whole. Moreover, the invention allows to create a self-governing core in which the heat release of the fission chain reaction will balance the heat removal in the primary circuit heat exchanger due to the natural physical mechanism. At the same time, high-speed protection against acceleration by instant neutrons is provided.

Claims

1. Nuclear fast neutron reactor using a two-phase metal system and a heat exchanger, characterized in that the combination of the core, blanket and reflector is a two-phase metal system based on lead: Pb-Pu-U, or Pb-U-Th, or Pb -Pu-U-Th, while lead can be partially replaced by tin, and the active zone is a structure consisting of a solid phase - a skull layer distributed over the outer surface of the primary heat exchanger immersed in a metal melt.

2. The nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the main component of the two-phase metal system is lead with a content of more than 90% molar, while lead can be replaced by tin up to 10% molar.

3. The nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the metals of groups I and II (up to 10% molar) are additionally used to reduce the solubility of the intermetallic compounds Pb ₃ U or Pb ₃ (U, Pu) in the liquid phase.

4. The nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the chemical composition of the skull layer forming the active zone is an intermetallic compound Pb ₃ U or Pb ₃ (U, Pu).

5. The nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the process of forming an active zone on the outer surface of the primary heat exchanger is carried out by crystallization of the solid phase from the melt Pb-Pu-U, or Pb-U-Th, or Pb-Pu-U -Th, in the presence of a temperature gradient between the melt and the surface of the skull of the primary heat exchanger.

6. The nuclear reactor according to claim 4, characterized in that the operational control of the reactor power is carried out by the process of dynamic dissolution / crystallization of the intermetallic compound Pb ₃ U or Pb ₃ (U, Pu) from the metal melt.

7. The nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the protection from uncontrolled chain reaction is achieved by melting the skull layer, consisting of the intermetallic compound Pb ₃ U or Pb ₃ (U, Pu), due to a decrease in the average density of the fissile nuclide in the active zone .

8. A two-phase lead-based metal system for use as fuel, a reflector and a blanket in a fast neutron nuclear reactor, which is a two-phase metal system: Pb-Pu-U, or Pb-U-Th, or Pb-Pu-U- Th, in this case, lead can be partially replaced by tin, and the active zone is a structure consisting of a solid phase — a skull layer distributed over the outer surface of the primary heat exchanger immersed in a metal melt.

9. The two-phase metal system according to claim 8, characterized in that the main component is lead with a content of more than 90% molar, while lead can be replaced by tin up to 10% molar.

10. The heat exchanger for the reactor according to claim 1, made interchangeable single or multi-section, while mechanically loaded elements of the heat exchanger are outside the irradiation zone.

11. A method of forming an active zone of a fast neutron nuclear reactor using a two-phase metal system and a heat exchanger, characterized in that the combination of the core, blanket and reflector is formed from a two-phase metal system based on lead: Pb-Pu-U, or Pb-U- Th, or Pb-Pu-U-Th, while lead can be partially replaced by tin, and the active zone is a structure consisting of a solid phase - a skull layer distributed over the outer surface of the primary heat exchanger immersed in metal cal melt.