RU2577756C2 - Топливо энергетического реактора на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава для конверсии тория-232 в уран-233 - Google Patents

Топливо энергетического реактора на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава для конверсии тория-232 в уран-233 Download PDF

Info

Publication number
RU2577756C2
RU2577756C2 RU2011152408/07A RU2011152408A RU2577756C2 RU 2577756 C2 RU2577756 C2 RU 2577756C2 RU 2011152408/07 A RU2011152408/07 A RU 2011152408/07A RU 2011152408 A RU2011152408 A RU 2011152408A RU 2577756 C2 RU2577756 C2 RU 2577756C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
thorium
uranium
core
converting
fuel
Prior art date
Application number
RU2011152408/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2011152408A (ru
RU2492532C1 (ru
Inventor
Леонид Георгиевич Бабиков
Михаил Владимирович Баранов
Аскольд Рафаилович Бекетов
Борис Дмитриевич Васин
Владимир Анатольевич Волкович
Василий Никифорович Десятник
Герман Никандрович Казанцев
Сергей Филиппович Катышев
Сергей Павлович Распопин
Олег Владимирович Скиба
Игорь Иванович Трифонов
Константин Иванович Трифонов
Original Assignee
Сергей Филиппович Катышев
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Сергей Филиппович Катышев filed Critical Сергей Филиппович Катышев
Priority to RU2011152408/07A priority Critical patent/RU2577756C2/ru
Publication of RU2011152408A publication Critical patent/RU2011152408A/ru
Publication of RU2492532C1 publication Critical patent/RU2492532C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2577756C2 publication Critical patent/RU2577756C2/ru

Links

Classifications

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

Landscapes

  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Abstract

Изобретение относится к ядерному топливу, в частности к топливу энергетического реактора-размножителя на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава.
Топливная композиция содержит (мас.%): хлорид калия - 24 + хлорид магния - 16 + тетрахлорид тория - 30 + трихлорид плутония - 30 и при рабочей температуре 550-560°С имеет плотность 2,53 г/см3. В качестве примера приведены расчетные данные для ядерного реактора мощностью 400 МВт(эл.) с габаритами AЗ (D=H=180 см): объем активной зоны =4578120 см3, масса ее солевого наполнения =10772 кг. Коэффициенты воспроизводства урана-233 могут составить КВАЗ=0,3, а при использовании зоны воспроизводства из диоксида тория суммарное KB может достигать 1,2. Технический результат - возможность вывода ядерного реактора на режим использования урана-233, полученного в результате конверсии тория-232, с периодическим пополнением торием активной зоны.

Description

Предлагаемое решение направлено на создание новых поколений энергетических реакторов (ЯР) на быстрых нейтронах (БН) с активной зоной (AЗ) в виде солевых расплавов, способных конвертировать торий-232 в уран-233.
Известен патент № 2344500, зарегистрированный в Госреестре РФ 20.01.2009 на изобретение «Ядерный реактор с активной зоной в виде солевого расплава» (опубликовано 20.01.2009. Бюл. № 2), в котором исходное топливо представляет собой простую систему - эквимолярную смесь хлоридов калия и обогащенного по изотопу 235 урана. За счет потоков быстрых нейтронов при делении ядер U-235 идут реакции конверсии ядер U-238 в ядра Рu-239.
При накоплениях «оружейного» плутония-239 целесообразно использовать его в энергетических ЯР в сочетании с торием и достичь приемлемых коэффициентов воспроизводства урана-233. Именно для этого предлагается заменить исходное ЯТ в прототипе на КСl-MgCl2-ThCl4-PuCl3.
Технический результат и раскрытие изобретения заключается в том, что, задав в исходный состав ЯТ значительную массу плутония-239, далее по мере его асимптотического «выгорания» без какой-либо переработки ЯТ будет использоваться получаемый за счет конверсии тория уран-233. Понадобится только периодически пополнять и поддерживать необходимое количество тория в AЗ.
В качестве конкретного примера реализации предлагаем использовать в опытном ЯР на БН, мощностью 400 МВт (эл.) исходный состав ЯТ (мас.%): КСl-24+MgCl2-16+ThCl4-30+PuСl3-30 с плотностью 2,53 г/см3 при рабочей температуре 550-560°С.
Интенсивный теплоотвод жидким теплоносителем - свинцом - и цепные реакции деления ядер плутония-239 совместно с образующимися ядрами урана-233 обеспечиваются при размерах цилиндрической AЗ: D=180 см и Н=180 см. Объем AЗ - VАЗ=4578120 см3, а масса AЗ - МАЗ=10772 кг. В этой массе солевого расплава AЗ содержится:
тория 1385 кг.
плутония 1544 кг.
Расчетные коэффициенты воспроизводства урана-233 достигают КВАЗ=0.3, а при использовании зоны воспроизводства (ЗВ) в виде цилиндрического экрана из диоксида тория суммарный KB может составить 1,2.

Claims (1)

  1. Топливо энергетического реактора на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава для конверсии тория в уран-233, отличающееся составом предлагаемого исходного солевого расплава, мас.%:
    хлорид калия 24 хлорид магния 16 тетрахлорид тория 30 трихлорид плутония 239-30

    с плотностью 2,53 г/см3 при температуре 550-560°С.
RU2011152408/07A 2011-12-21 2011-12-21 Топливо энергетического реактора на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава для конверсии тория-232 в уран-233 RU2577756C2 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2011152408/07A RU2577756C2 (ru) 2011-12-21 2011-12-21 Топливо энергетического реактора на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава для конверсии тория-232 в уран-233

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2011152408/07A RU2577756C2 (ru) 2011-12-21 2011-12-21 Топливо энергетического реактора на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава для конверсии тория-232 в уран-233

Publications (3)

Publication Number Publication Date
RU2011152408A RU2011152408A (ru) 2013-06-27
RU2492532C1 RU2492532C1 (ru) 2013-09-10
RU2577756C2 true RU2577756C2 (ru) 2016-03-20

Family

ID=48701135

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2011152408/07A RU2577756C2 (ru) 2011-12-21 2011-12-21 Топливо энергетического реактора на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава для конверсии тория-232 в уран-233

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2577756C2 (ru)

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2137222C1 (ru) * 1993-03-24 1999-09-10 Фурукава Кадзуо Уничтожающий плутоний ядерный реактор с жидкосолевым ядерным топливом (варианты)
US20110108783A1 (en) * 2009-09-24 2011-05-12 Lawrence Livermore National Security, Llc Molten salt fuels with high plutonium solubility

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2137222C1 (ru) * 1993-03-24 1999-09-10 Фурукава Кадзуо Уничтожающий плутоний ядерный реактор с жидкосолевым ядерным топливом (варианты)
US20110108783A1 (en) * 2009-09-24 2011-05-12 Lawrence Livermore National Security, Llc Molten salt fuels with high plutonium solubility

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
ŽÁKOVÁ J., Analysis of an Advanced Graphite Moderated and Molten Salt Cooled High Temperature Reactor, Department of Reactor Physics, Royal Institute of Technology, Stockholm, Sweden, TRITA-FYS, 2006, p. 25-27. PAUL R. KASTEN et al, Design Studies of 1000-Mw(e) molten-salt breeder reactors, Oak Ridge Nat. Laboratory, Oak Ridge, Tennessee, op. Union Carbide Corp., 1966, p. 36-37. *
БЛИНКИН В.Л. и др., Жидкосолевые ядерные реакторы, Москва, Атомиздат, 1978, с. 12-16. *

Also Published As

Publication number Publication date
RU2011152408A (ru) 2013-06-27
RU2492532C1 (ru) 2013-09-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US10692611B2 (en) Passive inherent reactivity coefficient control in nuclear reactors
Zou et al. Preliminary study on TRUs utilization in a small modular Th-based molten salt reactor (smTMSR)
CA2817767A1 (en) Nuclear fuel containing a neutron absorber
KR102249126B1 (ko) 재생된 감손 우라늄을 함유하는 핵연료, 핵연료 다발 및 그것을 포함하는 원자로
Kabach et al. A comparative analysis of the neutronic performance of thorium mixed with uranium or plutonium in a high‐temperature pebble‐bed reactor
Şahin et al. Investigation of tritium breeding ratio using different coolant material in a fusion–fission hybrid reactor
Yang et al. The conceptual design of thorium‐based molten salt energy amplifier
RU2012107434A (ru) Активная зона ядерного реактора и ядерный реактор
RU2577756C2 (ru) Топливо энергетического реактора на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава для конверсии тория-232 в уран-233
JP2009222617A5 (ru)
Macdonald et al. Magnesium oxide: an improved reflector for blanket-free fast reactors
JP2006208226A (ja) 軽水炉用燃料集合体群及びこれらを装荷した炉心
Lau et al. Feasibility Study of 1/3 Thorium‐Plutonium Mixed Oxide Core
Wei et al. Parametric study of thermal molten salt reactor neutronics criticality behavior
RU2012153208A (ru) Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов аэс на тепловых нейтронах
JP2003222694A (ja) 軽水炉炉心及び燃料集合体並びに制御棒
JP2011174837A (ja) 長寿命核分裂生成物の核変換方法
Hino et al. Light water reactor system designed to minimize environmental burden of radioactive waste
RU2545029C2 (ru) Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора
Ma et al. Startup and burnup strategy for Th–U/U–Pu fuel cycles in an EM2 reactor
JP2013148515A (ja) 初装荷炉心
JOP20180106A1 (ar) تركيب الوقود المخصص للمفاعلات المبرَّدة بالماء في محطات الطاقة النووية العاملة على النيوترونات الحرارية
Zou et al. Minor Actinides Transmutation in Thermal, Epithermal and Fast Molten Salt Reactors with Very Deep Burnup
RU2431206C2 (ru) Ядерное топливо для реактора с расплавленной активной зоной
Aziz et al. Burnup Analysis for BN-600 Reactor Core Fuelled with MOX Fuel and Minor Actinides

Legal Events

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

Effective date: 20141222

RZ4A Other changes in the information about an invention
MF4A Cancelling an invention patent
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20141222