RU2601288C1

RU2601288C1 - Radioisotope device for immersion into geological formations of the earth's crust

Info

Publication number: RU2601288C1
Application number: RU2015142152/07A
Authority: RU
Inventors: Рафаэль Варназович Арутюнян; Антон Максимович Шведов
Priority date: 2015-10-05
Filing date: 2015-10-05
Publication date: 2016-10-27

Abstract

FIELD: geology.

SUBSTANCE: invention relates to technical means of immersion into geological formations of the Earth's crust. Radioisotope device for immersion into geological formations of the Earth's crust includes heat-producing and connecting elements to make a single-layer axisymmetric heat-producing structure. Height H of the heat-producing structure and its maximum size D in the plane perpendicular to axis of symmetry of the heat-producing structure are selected from the condition: D>4H. Heat-producing elements are spherical. They are interconnected by the connecting elements made of a refractory material and are arranged with clearances. Clearances form flow channels between the top and the bottom surfaces of the heat-producing structure. Each heat-producing element comprises a tight shell made of a refractory material and filled with a composition containing isotope ⁶⁰Co. Thickness δ of the tight shell and diameter d_c of the tight shell cavity filled with the composition containing isotope ⁶⁰Co are selected from the conditions: δ < 0.5·(µ_O)^-1, d_c/2 < 0.5·(µ_T)^-1.

EFFECT: invention allows improving efficiency of using energy released to melt surrounding rocks.

16 cl, 2 dwg, 4 tbl, 1 ex

Description

Изобретение относится к техническим средствам погружения в глубокие пласты коры планет солнечной системы, а более конкретно в геологические формации земной коры, и может использоваться для захоронения радиоактивных отходов (РАО) в глубинных слоях литосферы и исследования строения, состава и структуры формаций земной коры.The invention relates to technical means of immersion in deep strata of the crust of the planets of the solar system, and more particularly in geological formations of the earth's crust, and can be used for the disposal of radioactive waste (RW) in the deep layers of the lithosphere and study the structure, composition and structure of the formations of the earth's crust.

Известные в настоящее время методы погружения в породах земной коры основаны на использовании тепловыделяющих элементов или контейнеров, содержащих радиоактивные изотопы. При погружении таких устройств происходит расплавление горных пород за счет интенсивного тепловыделения, сопровождающего радиоактивный распад нуклидов, заполняющих герметичный корпус (оболочку) тепловыделяющих элементов. Погружение контейнера с капсулами РАО в расплавляемых геологических породах происходит под действием собственного веса. В процессе перемещения устройства осуществляется дальнейшее проплавление геологических пород. При реализации данного метода возникают технические проблемы, связанные с использованием тепловой энергии, выделяющейся в процессе радиоактивного распада нуклидов, для нагрева зоны геологических пород, находящейся под нижней поверхностью устройства. Вместе с тем необходимо обеспечить минимальные градиенты температур в элементах конструкции устройства и минимальный уровень температуры в полости контейнера и тепловыделяющих элементов, при котором стабильно поддерживается процесс плавления геологических пород, контактирующих с внешней поверхностью устройства. Выполнение данных условий обуславливает обеспечение требуемых прочностных характеристик и герметичности элементов конструкции устройства в течение длительного погружения в расплавляемых геологических породах.Currently known methods of immersion in the rocks of the earth's crust are based on the use of fuel elements or containers containing radioactive isotopes. When such devices are immersed, the rocks melt due to intense heat generation accompanying the radioactive decay of the nuclides that fill the sealed casing (shell) of the fuel elements. The immersion of the container with the RAW capsules in the molten geological formations occurs under the influence of its own weight. In the process of moving the device, further penetration of geological rocks is carried out. When implementing this method, technical problems arise associated with the use of thermal energy released during the radioactive decay of nuclides to heat the zone of geological rocks located under the lower surface of the device. At the same time, it is necessary to ensure minimum temperature gradients in the structural elements of the device and a minimum temperature level in the cavity of the container and fuel elements, at which the melting process of geological rocks in contact with the external surface of the device is stably maintained. Fulfillment of these conditions determines the provision of the required strength characteristics and tightness of the structural elements of the device during long-term immersion in molten geological formations.

В авторском свидетельстве SU 826875 A1 (опубликовано 30.04.1992) описан процесс погружения в расплавляемых горных породах контейнера, заполненного подлежащими захоронению РАО. Согласно данному способу нуклиды, обладающие высоким уровнем активности, помещают во внутренний объем герметичного контейнера. Корпус контейнера выполняется из тугоплавкого материала, температура плавления которого превышает 2300°С. За счет тепловыделения при радиоактивном распаде нуклидов температура поверхности корпуса контейнера должна поддерживаться в диапазоне от 1900°С до 2100°С. Контейнер погружается в расплавляемых геологических породах под действием силы тяжести. Для этого средняя плотность устройства должна превышать плотность пород, расположенных под контейнером. Глубина погружения устройства в слои литосферы может быть более 30 км. В этом случае захоронение РАО происходит в подвижной части мантии Земли.The copyright certificate SU 826875 A1 (published on April 30, 1992) describes the process of immersion in a molten rock of a container filled with radioactive waste to be disposed of. According to this method, nuclides with a high level of activity are placed in the internal volume of a sealed container. The container body is made of refractory material, the melting temperature of which exceeds 2300 ° C. Due to heat during radioactive decay of nuclides, the surface temperature of the container body should be maintained in the range from 1900 ° C to 2100 ° C. The container is immersed in molten geological formations under the influence of gravity. For this, the average density of the device must exceed the density of the rocks located under the container. The immersion depth of the device in the layers of the lithosphere can be more than 30 km. In this case, RW disposal occurs in the mobile part of the Earth's mantle.

Способ захоронения РАО, основанный на методе погружения тепловыделяющего контейнера в расплавляемых породах, раскрыт в патенте RU 2152093 С1 (опубликован 27.06.2000). Способ включает бурение скважины и формирование в канале скважины полости-каверны диаметром до 6 м. Глубина массива каменной соли, в котором осуществляется бурение скважины, выбирается от 1 до 10 км. В полости-каверне создают вязкую среду путем закачивания растворителя каменной соли. После этого полость заполняют контейнерами (капсулами), содержащими РАО высокого и среднего уровня активности. Контейнеры погружаются в расплаве горных пород при интенсивном нагреве окружающей среды вследствие радиоактивного распада нуклидов. Каждый контейнер содержит прочную герметичную оболочку, выполненную из тугоплавкого и термостойкого материала. Оболочка имеет многослойную структуру с коррозионностойкими слоями. Корпус контейнеров может иметь сферическую либо несферическую форму с многосвязной поверхностью. Внешний диаметр сферических контейнеров составляет от 200 до 300 мм. Контейнеры заполняется РАО высокого и среднего уровня активности. Тепловыделение каждой капсулы составляет ~1 кВт, что соответствует активности радионуклидов 150÷200 Ки.A method for the disposal of radioactive waste, based on the method of immersing a fuel container in molten rock, is disclosed in patent RU 2152093 C1 (published on June 27, 2000). The method includes drilling a well and forming in the well channel a cavity-cavity with a diameter of up to 6 m. The depth of the rock salt mass in which the well is being drilled is selected from 1 to 10 km. A viscous medium is created in the cavity cavity by pumping rock salt solvent. After that, the cavity is filled with containers (capsules) containing high and medium level radioactive waste. Containers are immersed in a molten rock during intense heating of the environment due to radioactive decay of nuclides. Each container contains a durable hermetic shell made of refractory and heat-resistant material. The shell has a multilayer structure with corrosion resistant layers. The container body may have a spherical or non-spherical shape with a multiply connected surface. The outer diameter of spherical containers ranges from 200 to 300 mm. The containers are filled with high and medium level radioactive waste. The heat release of each capsule is ~ 1 kW, which corresponds to the activity of radionuclides 150 ÷ 200 Ci.

Погружение устройства в расплавляемых горных породах происходит при выполнении следующих условий: средняя плотность контейнера с РАО должна превышать плотность горных пород, расположенных под контейнером; температура плавления тугоплавкого материала, из которого выполнен корпус, должна превышать температуру плавления горных пород. Градиент температуры между поверхностью корпуса контейнера и вязкой средой (раствором каменной соли) необходимо поддерживать в диапазоне от 3°С до 10°С. При реализации способа контейнеры могут погружаться с начальной глубины 1÷1,5 км на глубину 5 км в течение одного года.Immersion of the device in molten rocks occurs when the following conditions are met: the average density of the container with radioactive waste must exceed the density of rocks located under the container; the melting temperature of the refractory material of which the housing is made must exceed the melting temperature of the rocks. The temperature gradient between the surface of the container body and a viscous medium (rock salt solution) must be maintained in the range from 3 ° C to 10 ° C. When implementing the method, containers can be immersed from an initial depth of 1 ÷ 1.5 km to a depth of 5 km in one year.

Устройство для погружения в расплавляемых горных породах, описанное в патенте RU 2137233 C1 (опубликован 10.09.1999), выполнено в виде контейнера (капсулы) в форме шара. Внешний диаметр корпуса контейнера может выбираться в широком диапазоне в зависимости от состава материалов, подлежащих захоронению. Поперечный размер (диаметр) контейнеров выбирается в диапазоне от 50 до 250 мм, что составляет 50÷80% от диаметра типовых обсадных труб буровых скважин. Герметичный контейнер выполняется с многослойным тугоплавким корпусом. Полость контейнера заполняется тепловыделяющими материалами, в том числе РАО, и опасными токсикантами. В наполнителе, выполненном из пористой керамики, размещается патрон с гранулированным сорбентом. Контейнеры помещаются в стволы скважин на глубину до 4,5 км. Далее контейнеры выдерживаются в кавернах в течение периода времени, необходимого для разогрева подстилающих пород. Выделяющиеся из рабочего материала летучие компоненты улавливаются гранулами сорбента. После расплавления подстилающих горных пород происходит перемещение контейнеров под действием собственной силы тяжести в глубинные слои литосферы.The device for immersion in molten rocks described in patent RU 2137233 C1 (published on 09/10/1999) is made in the form of a container (capsule) in the shape of a ball. The outer diameter of the container body can be selected in a wide range depending on the composition of the materials to be disposed of. The transverse size (diameter) of the containers is selected in the range from 50 to 250 mm, which is 50 ÷ 80% of the diameter of typical casing pipes in boreholes. A sealed container is made with a multi-layer refractory body. The container cavity is filled with heat-generating materials, including radioactive waste, and hazardous toxicants. In a filler made of porous ceramic, a cartridge with a granular sorbent is placed. Containers are placed in wellbores to a depth of 4.5 km. Further, the containers are kept in caverns for a period of time necessary for heating the underlying rocks. Volatile components released from the working material are captured by sorbent granules. After the underlying rocks melt, the containers move under the influence of their own gravity into the deep layers of the lithosphere.

В патенте RU 2510540 C1 (опубликован 27.03.2014) описан способ захоронения РАО и тепловыделяющая капсула, используемая для его осуществления. Тепловыделяющая капсула погружается в скважину, образованную в геологических формациях. В полости капсулы находится теплопроводящая матрица, насыщенная радионуклидами. В качестве первого компонента смеси используются долгоживущие изотопы трансурановых элементов или иные долгоживущие радионуклиды. В качестве второго компонента смеси применяют активные изотопы ⁹⁰Sr и/или ¹³⁷Cs. Количественный состав смеси радионуклидов выбирают из условия: мощность объемного тепловыделения должна превышать тепловую мощность, необходимую для расплавления геологических пород, расположенных под капсулой.Patent RU 2510540 C1 (published March 27, 2014) describes a method for the disposal of radioactive waste and a fuel capsule used for its implementation. The fuel capsule is immersed in a well formed in geological formations. In the cavity of the capsule is a heat-conducting matrix saturated with radionuclides. As the first component of the mixture, long-lived isotopes of transuranium elements or other long-lived radionuclides are used. As the second component of the mixture, active ⁹⁰ Sr and / or ¹³⁷ Cs isotopes are used. The quantitative composition of the mixture of radionuclides is chosen from the condition: the volumetric heat release power must exceed the thermal power needed to melt the geological rocks located under the capsule.

Наиболее близким аналогом изобретения является устройство для погружения в расплавляемых геологических породах, описанное в патенте RU 2535199 C1 (опубликован 10.12.2014). Устройство содержит герметичный контейнер, корпус которого выполнен из тугоплавкого материала и заполнен тепловыделяющими элементами и теплопроводящим наполнителем. Оболочки тепловыделяющих элементов заполнены РАО и активными радионуклидами. Корпус имеет две торцевые поверхности и боковую поверхность, имеющие осесимметричную форму. Высота Н контейнера вдоль его оси симметрии и максимальный поперечный размер (диаметр) контейнера D в плоскости, перпендикулярной его оси симметрии, выбраны из условия: D>4H. Контейнер снабжен теплоизоляцией, расположенной со стороны верхней торцевой поверхности. На нижней торцевой поверхности корпуса выполнены выступы.The closest analogue of the invention is a device for immersion in molten geological formations described in patent RU 2535199 C1 (published on 12/10/2014). The device contains a sealed container, the casing of which is made of refractory material and is filled with heat-generating elements and heat-conducting filler. The shells of the fuel elements are filled with radioactive waste and active radionuclides. The housing has two end surfaces and a side surface having an axisymmetric shape. The height H of the container along its axis of symmetry and the maximum transverse size (diameter) of the container D in a plane perpendicular to its axis of symmetry are selected from the condition: D> 4H. The container is provided with thermal insulation located on the side of the upper end surface. On the lower end surface of the housing protrusions are made.

За счет выбора оптимальных размеров контейнера повышается эффективность использования энергии, выделяемой активными нуклидами. Выделяемая тепловая энергия концентрируется в области геологических пород, расположенной непосредственно под нижней торцевой поверхностью контейнера. В результате концентрации тепловой энергии повышается эффективность ее использования для расплавления геологических пород в заданном пространственном объеме и увеличивается скорость погружения контейнера.By choosing the optimal container size, the energy efficiency of the active nuclides is increased. The released heat energy is concentrated in the area of geological rocks located directly below the lower end surface of the container. As a result of the concentration of thermal energy, the efficiency of its use for the melting of geological rocks in a given spatial volume increases and the speed of immersion of the container increases.

При использовании устройства-прототипа и других известных аналогов теплопередача от активных радионуклидов к окружающей геологической породе происходит в основном за счет теплопроводности. В этом случае значительная часть выделяемой радионуклидами тепловой энергии поглощается в элементах конструкции устройства, что приводит к их интенсивному нагреву и возникновению существенных градиентов температур между центральной частью контейнера, заполненной активными радионуклидами, и его внешней оболочкой, контактирующей с расплавляемой геологической породой.When using the prototype device and other known analogues, heat transfer from active radionuclides to the surrounding geological rock occurs mainly due to thermal conductivity. In this case, a significant part of the thermal energy released by radionuclides is absorbed in the structural elements of the device, which leads to their intense heating and the occurrence of significant temperature gradients between the central part of the container filled with active radionuclides and its outer shell in contact with the molten geological rock.

Изобретение направлено на решение технической задачи, связанной с реализацией с помощью устройства при погружении в геологические формации режима нагрева и расплавления окружающих пород, в том числе и льда, путем их прямого нагрева излучением, в качестве которого используется гамма-излучение активных радионуклидов. При данном режиме нагрева меньшая часть энергии (менее 30%), выделяющейся при радиоактивном распаде активных нуклидов, заполняющих тепловыделяющие элементы, может поглощаться в элементах конструкции устройства. Остальная часть энергии непосредственно используется для нагрева и расплавления окружающих пород за счет поглощения гамма-излучения.The invention is aimed at solving the technical problem associated with the implementation of the device when immersed in geological formations of the heating and melting of surrounding rocks, including ice, by direct heating by radiation, which uses gamma radiation of active radionuclides. In this heating mode, a smaller part of the energy (less than 30%) released during the radioactive decay of active nuclides filling the fuel elements can be absorbed in the structural elements of the device. The rest of the energy is directly used to heat and melt the surrounding rocks by absorbing gamma radiation.

Достигаемые при решении технической задачи результаты заключаются в повышении эффективности использования выделяемой активными нуклидами энергии для расплавления окружающих пород при погружении, повышении надежности устройства и увеличении его ресурса за счет снижения рабочей температуры элементов конструкции и градиентов температур, возникающих в элементах конструкции в процессе погружения.The results achieved in solving the technical problem consist in increasing the efficiency of using the energy released by active nuclides to melt surrounding rocks during immersion, increasing the reliability of the device and increasing its life by reducing the operating temperature of structural elements and temperature gradients that occur in structural elements during the process of immersion.

Указанные технические результаты достигаются с помощью радиоизотопного устройства, предназначенного для погружения в геологические формации заменой коры. Устройство содержит тепловыделяющие и соединительные элементы, образующие однослойную осесимметричную тепловыделяющую структуру. Высота Н тепловыделяющей структуры и ее максимальный размер D в плоскости, перпендикулярной оси симметрии тепловыделяющей структуры, выбраны из условия: D>4H.The indicated technical results are achieved using a radioisotope device designed for immersion in geological formations by replacing the crust. The device contains a fuel and connecting elements forming a single-layer axisymmetric fuel structure. The height H of the fuel structure and its maximum size D in a plane perpendicular to the axis of symmetry of the fuel structure are selected from the condition: D> 4H.

Тепловыделяющие элементы имеют шарообразную форму и связаны между собой соединительными элементами, выполненными из тугоплавкого материала. Тепловыделяющие элементы расположены вдоль одной поверхности с зазорами, образующими проточные каналы между верхней и нижней поверхностями тепловыделяющей структуры. Каждый тепловыделяющий элемент содержит герметичную оболочку, выполненную из тугоплавкого материала и заполненную составом, включающим активный изотоп ⁶⁰Со. Толщина δ герметичной оболочки и диаметр d_П полости герметичной оболочки, заполненной составом, содержащим изотоп ⁶⁰Со, выбираются условий: δ<0,5·(µ_O)^-1 d_П/2<0,5·(µ_Т)^-1, где и µ_Т - линейные коэффициенты ослабления гамма-излучения в материале оболочки и в составе, заполняющем герметичную оболочку тепловыделяющего элемента.Fuel elements have a spherical shape and are interconnected by connecting elements made of refractory material. The fuel elements are located along one surface with gaps forming flow channels between the upper and lower surfaces of the fuel structure. Each fuel element contains an airtight shell made of a refractory material and filled with a composition comprising the active isotope ⁶⁰ Co. The thickness δ of the airtight shell and the diameter d _{P of the} cavity of the airtight shell filled with a composition containing ⁶⁰ Co isotope, conditions are selected: δ <0.5 · (µ _O ) ^-1 d _P / 2 <0.5 · (µ _T ) ^-1 , where μ _T are the linear attenuation coefficients of gamma radiation in the shell material and in the composition filling the sealed shell of the fuel element.

Радиоизотопное устройство, охарактеризованное указанной выше совокупностью признаков, обеспечивает достижение технических результатов в результате реализации следующих теплофизических и гидродинамических процессов и явлений.The radioisotope device, characterized by the above set of features, ensures the achievement of technical results as a result of the implementation of the following thermophysical and hydrodynamic processes and phenomena.

Использование в качестве активного нуклида, заполняющего герметичные оболочки тепловыделяющих элементов, изотопа кобальта - ⁶⁰Со позволяет реализовать процесс теплопереноса излучением (лучистого теплопереноса) от тепловыделяющих элементов к окружающим породам. Данный процесс обусловлен тем, что изотоп ⁶⁰Со обладает высоким значением энерговыделения на один акт распада за счет гамма-излучения по сравнению с другими используемыми активными радионуклидами. Вследствие этого основным механизмом нагрева окружающих пород является тепловыделение в результате поглощения гамма-излучения.The use of cobalt isotope ⁶⁰ Co as an active nuclide that fills the sealed shells of the fuel elements makes it possible to realize the process of heat transfer by radiation (radiant heat transfer) from the fuel elements to the surrounding rocks. This process is due to the fact that the isotope ⁶⁰ Co has a high value of energy per event decay due to gamma-radiation compared with other active radionuclide used. As a result of this, the main mechanism for heating the surrounding rocks is heat release as a result of the absorption of gamma radiation.

Реализация данного теплообменного процесса связана с выбором в качестве активного радионуклида изотопа ⁶⁰Со, обладающего высокой мощностью энерговыделения на 1 Бк активности. Проведенный анализ расчетных и экспериментальных данных показал, что величины удельной активности и энерговыделения изотопа ⁶⁰Со достаточны для проплавления пород коры планет известного состава. В таблице №1 представлены характеристики активности изотопа ⁶⁰Со. Представленные в таблице №1 численные значения относятся к энерговыделению изотопа за счет гамма-излучения.The implementation of this heat transfer process is associated with the choice of the isotope ⁶⁰ Co as an active radionuclide, which has a high power of energy release per 1 Bq of activity. The analysis of the calculated and experimental data showed that the specific activity and energy release of the ⁶⁰ Co isotope are sufficient to penetrate the rocks of the planetary crust of known composition. Table 1 presents the characteristics of the activity of the isotope ⁶⁰ Co. The numerical values presented in table No. 1 relate to the isotope energy release due to gamma radiation.

Вместе с тем изотоп ⁶⁰Со существенно превосходит другие активные радионуклиды по выходу энергии при гамма-излучении. Сравнительные данные по энерговыделению при гамма-, бета- и альфа-излучении для изотопа ⁶⁰Со и других активных нуклидов представлены в таблице №2. Массовое содержание подлежащих захоронению РАО в составе, заполняющем герметичную оболочку, может достигать 93 мас. % при выбранных характерных размерах тепловыделяющих элементов и устройства в целом. В этом случае минимальное расчетное (теоретическое) значение массового содержания изотопа ⁶⁰Со в смеси радионуклидов, заполняющей герметичную оболочку, составляет 7 мас. %.At the same time, the ⁶⁰ Co isotope is significantly superior to other active radionuclides in energy output during gamma radiation. Comparative data on energy release during gamma, beta and alpha radiation for the isotope ⁶⁰ Co and other active nuclides are presented in table No. 2. The mass content of RW to be disposed of in the composition filling the sealed enclosure can reach 93 wt. % at selected characteristic sizes of the fuel elements and the device as a whole. In this case, the minimum calculated (theoretical) value of the mass content of the isotope ⁶⁰ Co in the mixture of radionuclides filling the airtight shell is 7 wt. %

Существенным условием для обеспечения тепловыделения за пределами герметичной оболочки шарообразного тепловыделяющего элемента является выбор характерного размера тепловыделяющего элемента - диаметра d, который включает толщину δ герметичной оболочки из тугоплавкого материала и диаметр d_П полости, заполненной составом, содержащим активный радионуклид - изотоп ⁶⁰Со. В случае выполнения данного условия не менее 50% энергии, излучаемой при радиоактивном распаде изотопа ⁶⁰Со, должно выделяться за пределами герметичной оболочки. Указанное существенное условие можно представить в следующем виде: δ<0,5·(µ_O)^-1, d_П/2<0,5·(µ_T)^-1, где µ_O и µ_Т - линейные коэффициенты ослабления гамма-излучения, испускаемого изотопом ⁶⁰Со, в материале оболочки и в материале, заполняющем герметичную оболочку тепловыделяющего элемента, соответственно. Диапазоны характерных значений коэффициентов линейного ослабления гамма-излучения для используемых конструкционных материалов и составов, заполняющих герметичную оболочку, составляют: (µ_Т)^-1=(15,7÷21,3) мм, (µ_O)^-1=(9÷45) мм.An essential condition for ensuring heat generation outside the sealed envelope of a spherical fuel element is the choice of the characteristic size of the fuel element - diameter d, which includes the thickness δ of the airtight shell of refractory material and the diameter d _{P of the} cavity filled with a composition containing an active radionuclide - ⁶⁰ Co isotope. If this condition is met, at least 50% of the energy emitted during the radioactive decay of the ⁶⁰ Co isotope must be released outside the sealed enclosure. The indicated essential condition can be represented as follows: δ <0.5 · (µ _O ) ^-1 , d _P / 2 <0.5 · (µ _T ) ^-1 , where µ _O and µ _T are the linear attenuation coefficients of gamma the radiation emitted by the isotope ⁶⁰ Co in the shell material and in the material filling the sealed shell of the fuel element, respectively. The ranges of characteristic values of the coefficients of linear attenuation of gamma radiation for the used structural materials and compositions filling the sealed enclosure are: (µ _T ) ^-1 = (15.7 ÷ 21.3) mm, (µ _O ) ^-1 = (9 ÷ 45) mm.

При выполнении указанных выше условий выделение энергии, образующейся при радиоактивном распаде активного изотопа, входящего в состав смеси, заполняющей герметичную оболочку тепловыделяющего элемента, в большей части происходит не в материале тепловыделяющего элемента, а за его пределами - в окружающих породах, в которых происходит погружение устройства. В этом случае, в отличие от известных устройств-аналогов, основным процессом теплопередачи из области радиоактивного распада активного изотопа (⁶⁰Со) является процесс переноса энергии излучением (гамма-излучением), а не передача энергии за счет теплопроводности материалов, из которых выполнен тепловыделяющий элемент. Вследствие этого выделяемая энергия более эффективно используется для нагрева и расплавления окружающих пород за пределами (с внешней стороны) оболочки тепловыделяющего элемента. При этом температура элементов конструкции тепловыделяющего элемента и устройства в целом поддерживается на уровне температур, близких к температуре плавления окружающих пород. В результате снижения уровня температуры внутри тепловыделяющих элементов снижаются градиенты температуры в элементах конструкции тепловыделяющей структуры и их максимальные температуры.Under the above conditions, the energy generated during the radioactive decay of the active isotope, which is part of the mixture filling the sealed shell of the fuel element, mostly does not occur in the material of the fuel element, but outside it - in the surrounding rocks in which the device is immersed . In this case, in contrast to the known analogue devices, the main process of heat transfer from the field of radioactive decay of the active isotope ( ⁶⁰ Co) is the process of energy transfer by radiation (gamma radiation), and not energy transfer due to the thermal conductivity of the materials of which the fuel element is made . As a result, the energy released is more efficiently used to heat and melt the surrounding rocks outside (on the outside) of the shell of the fuel element. The temperature of the structural elements of the fuel element and the device as a whole is maintained at a temperature close to the melting temperature of the surrounding rocks. As a result of lowering the temperature level inside the fuel elements, the temperature gradients in the structural elements of the fuel structure and their maximum temperatures are reduced.

Наряду с реализацией процесса теплопередачи и нагрева окружающих пород излучением существенное значение имеет концентрация излучаемой энергии в области, расположенной под нижней поверхностью тепловыделяющей структуры. В этой области необходимо обеспечить интенсивный нагрев пород и их расплавление. Расплав пород затем вытесняется под действием силы тяжести устройства через проточные каналы, образованные зазорами между тепловыделяющими элементами между нижней и верхней поверхностями тепловыделяющей структуры. Для реализации концентрации излучаемой энергии в определенной пространственной области окружающих пород используется квазиодномерный режим теплопереноса (энерговыделения). Осуществление данного режима работы устройства связано с выбором размеров устройства согласно условию: D>4H, где Н - высота тепловыделяющей структуры, H=d, D - диаметр тепловыделяющей структуры (в плоскости, перпендикулярной ее оси симметрии), d - диаметр тепловыделяющих элементов, образующих тепловыделяющую структуру.Along with the implementation of the process of heat transfer and heating of surrounding rocks by radiation, the concentration of radiated energy in the region located under the lower surface of the fuel structure is of great importance. In this area, it is necessary to provide intensive heating of the rocks and their melting. The molten rock is then displaced by the gravity of the device through the flow channels formed by the gaps between the fuel elements between the lower and upper surfaces of the fuel structure. To realize the concentration of radiated energy in a certain spatial region of the surrounding rocks, a quasi-one-dimensional heat transfer (energy release) mode is used. The implementation of this mode of operation of the device is associated with the choice of device dimensions according to the condition: D> 4H, where H is the height of the fuel structure, H = d, D is the diameter of the fuel structure (in a plane perpendicular to its axis of symmetry), d is the diameter of the fuel elements forming fuel structure.

Указанное выше условие выбора размеров тепловыделяющей структуры аналогично условию выбора размеров контейнера, заполненного тепловыделяющими элементами, которое используется в устройстве, описанном в патенте RU 2535199 C1. Соотношение размеров D и Н обусловлено необходимостью концентрации (фокусировки) энергии: поток излучаемой энергии со стороны нижней поверхности тепловыделяющей структуры должен превышать поток энергии, излучаемой через боковую поверхность тепловыделяющей структуры. С целью минимизации площади поверхности для оценочного анализа в качестве формообразующей боковой поверхности тепловыделяющей структуры выбирается цилиндрическая поверхность. Верхняя и нижняя поверхности тепловыделяющей структуры для оценочного расчета выбираются плоскими. Предполагается, что источник энергии, состоящий из совокупности связанных между собой тепловыделяющих элементов, содержащих гамма-излучающий радионуклид, излучает равномерные потоки энергии во всех направлениях, т.е. поверхностная плотность гамма-излучения одинакова по всей внешней поверхности тепловыделяющей структуры (q_И=const).The above condition for selecting the dimensions of the fuel structure is similar to the condition for choosing the size of the container filled with fuel elements, which is used in the device described in patent RU 2535199 C1. The size ratio of D and H is due to the need for energy concentration (focusing): the flux of radiated energy from the side of the lower surface of the fuel structure must exceed the flow of energy radiated through the side surface of the fuel structure. In order to minimize the surface area for the evaluation analysis, a cylindrical surface is selected as the forming lateral surface of the fuel structure. The upper and lower surfaces of the fuel structure for the estimated calculation are selected flat. It is assumed that an energy source consisting of a set of interconnected fuel elements containing a gamma-emitting radionuclide emits uniform energy flows in all directions, i.e. the surface density of gamma radiation is the same over the entire outer surface of the fuel structure (q _И = const).

Данные условия можно представить в следующем виде:These conditions can be represented as follows:

Q_НЧ>Q_БЧ; Q_НЧ=q_И·S_НЧ=q_И·πD²/4; Q_БЧ=q_И·S_БЧ=q_И·πDH;Q _LF> Q _warhead; Q = q _LF _and _LF · S = q _and · πD ^2/4; Q _BCH = q _AND · S _BCH = q _AND · πDH;

где Q_НЧ - поток энергии через нижнюю поверхность тепловыделяющей структуры; Q_БЧ - тепловой поток через боковую поверхность тепловыделяющей структуры; Н и D - высота и диаметр тепловыделяющей структуры.where Q _LF is the energy flow through the lower surface of the fuel structure; Q _warhead - heat flow through the side surface of the fuel structure; H and D are the height and diameter of the fuel structure.

При постоянной величине q_И вдоль внешней поверхности структуры отношение Q_НЧ>Q_БЧ принимает следующий вид: S_НЧ>S_БЧ. Из данного соотношения следует: D>4H.When a constant q _and along the outer surface of the structure ratio Q _LF> Q _warhead takes the following form: S _LF> S _CU. From this ratio it follows: D> 4H.

Таким образом, при минимальной площади боковой поверхности тепловыделяющей структуры, имеющей форму прямого круглого цилиндра, квазиодномерный режим тепловыделения реализуется при выполнении условия: D>4H. Данное условие характеризует минимальное значение соотношения размеров D и Н, следовательно, оно применимо и для других форм выполнения поверхностей тепловыделяющей структуры.Thus, with a minimum area of the lateral surface of the fuel structure, having the shape of a straight circular cylinder, a quasi-one-dimensional heat release mode is realized when the condition: D> 4H is fulfilled. This condition characterizes the minimum value of the ratio of the sizes D and H, therefore, it is applicable to other forms of execution of the surfaces of the fuel structure.

При реализации квазиодномерного режима энерговыделения в значительной степени подавляется теплоперенос в горизонтальном направлении (в плоскости, перпендикулярной оси симметрии тепловыделяющей структуры). В случае выполнения условия D>4H поток излучаемой энергии обеспечивает преимущественное расплавление пород, расположенных под нижней частью тепловыделяющей структуры. В результате перераспределения в окружающих породах излучаемых потоков энергии увеличивается скорость проплавления пород вдоль направления движения устройства.When implementing the quasi-one-dimensional energy release mode, heat transfer in the horizontal direction is substantially suppressed (in a plane perpendicular to the axis of symmetry of the fuel structure). If the condition D> 4H is fulfilled, the flow of radiated energy provides preferential melting of the rocks located under the lower part of the fuel structure. As a result of the redistribution of radiated energy flows in the surrounding rocks, the rate of penetration of the rocks increases along the direction of movement of the device.

При реализации квазиодномерного режима энерговыделения выполняется условие:

, где R=D/2 - радиус тепловыделяющей структуры, χ - коэффициент температуроповодности тепловыделяющей структуры, V - скорость опускания тепловыделяющей структуры в горной породе, (µ_П)^-1 - характерный размер поглощения энергии гамма-излучения, выделяемой при радиоактивном распаде изотопа ⁶⁰Со, в окружающей породе. Согласно данному условию мощность излучения в направлении области окружающих пород, расположенной под нижней поверхностью теплопроводящей структуры, должна превышать мощность теплового потока в горизонтальном направлении. Численные значения характерного размера (µ_П)^-1 для различных видов окружающих пород представлены в таблице №3.When implementing the quasi-one-dimensional mode of energy release, the condition is satisfied:

where R = D / 2 is the radius of the fuel structure, χ is the coefficient of thermal diffusivity of the fuel structure, V is the rate of lowering of the fuel structure in the rock, (μ _P ) ^-1 is the characteristic size of the absorption of gamma-ray energy released during radioactive decay of the isotope ⁶⁰ Co, in the surrounding breed. According to this condition, the radiation power in the direction of the region of surrounding rocks located under the lower surface of the heat-conducting structure should exceed the heat flux in the horizontal direction. Numerical values of the characteristic size (µ _P ) ^-1 for various types of surrounding rocks are presented in table No. 3.

Наряду с перераспределением тепловых потоков с внешней стороны пространственной структуры происходит теплообмен внутри тепловыделяющей структуры за счет теплопроводности элементов конструкции устройства. Вследствие этого в элементах конструкции устройства поддерживается температура, близкая к температуре плавления геологической породы. Перетекание расплава в вертикальном направлении по каналам, связывающим верхнюю и нижнюю торцевые поверхности тепловыделяющей структуры, происходит при минимальных потерях энергии, так как суммарное гидравлическое сопротивление каналов мало по сравнению с гидравлическим сопротивлением кольцевого канала, образованного между периферийной частью устройства и стенкой канала скважины, образующейся при погружении устройства. Перетекание расплава геологических пород через указанный кольцевой канал характерно для устройства-прототипа. При использовании известных устройств жидкий расплав геологических пород, образующийся под нижней поверхностью тепловыделяющего контейнера, перетекает в верхнюю часть канала скважины через узкий кольцевой канал, имеющий неравномерную по периметру ширину, между твердой стенкой канала скважины и боковой поверхностью корпуса контейнера.Along with the redistribution of heat fluxes from the external side of the spatial structure, heat transfer occurs inside the heat-generating structure due to the heat conductivity of the structural elements of the device. As a result, a temperature close to the melting point of the geological rock is maintained in the structural elements of the device. The flow of the melt in the vertical direction along the channels connecting the upper and lower end surfaces of the fuel structure occurs with minimal energy loss, since the total hydraulic resistance of the channels is small compared to the hydraulic resistance of the annular channel formed between the peripheral part of the device and the borehole wall formed when immersion device. The flow of molten geological rocks through the specified annular channel is characteristic of the prototype device. When using known devices, a molten geological rock formed under the lower surface of the fuel container flows into the upper part of the well channel through a narrow annular channel having a non-uniform perimeter width between the solid wall of the well channel and the side surface of the container body.

Устройство, выполненное согласно изобретению, позволяет исключить дополнительный нагрев расплава в процессе его течения вдоль нижней торцевой поверхности устройства до кольцевого проточного канала и вдоль канала до области, расположенной над верхней поверхностью устройства. Требуемая температура расплава поддерживается во внутренних каналах устройства за счет теплопроводности и конвективного теплопереноса. Температура нагрева окружающих пород до жидкого состояния зависит от теплофизических характеристик конкретной пород, в которой осуществляется погружение устройства. Расчетная температура расплава пород в проточных каналах устройства устанавливается путем выбора соответствующей концентрации активного изотопа ⁶⁰Со в составе, заполняющем герметичные оболочки тепловыделяющих элементов.The device made according to the invention allows to exclude additional heating of the melt during its flow along the lower end surface of the device to the annular flow channel and along the channel to the region located above the upper surface of the device. The required melt temperature is maintained in the internal channels of the device due to thermal conductivity and convective heat transfer. The temperature of heating the surrounding rocks to a liquid state depends on the thermophysical characteristics of the particular rocks in which the device is immersed. The calculated temperature of the molten rock in the flow channels of the device is established by selecting the appropriate concentration of the active isotope ⁶⁰ Co in the composition filling the sealed shells of the fuel elements.

Сочетание условий, определяющих форму и размеры тепловыделяющих элементов, наличие в тепловыделяющей структуре проточных каналов и выбор определенного активного радионуклида, обеспечивающего реализацию процесса нагрева окружающих пород за счет гамма-излучения, позволяет осуществить расплавление окружающих пород до жидкого состояния при относительно низких температурах элементов конструкции устройства. При этом вытеснение жидкого расплава через проточные каналы при погружении устройства происходит с минимальными гидравлическими потерями.The combination of conditions that determine the shape and size of the fuel elements, the presence of flow channels in the heat-generating structure and the selection of a specific active radionuclide that implements the heating of surrounding rocks due to gamma radiation, allows the surrounding rocks to melt to a liquid state at relatively low temperatures of the structural elements of the device. In this case, the displacement of the liquid melt through the flow channels during immersion of the device occurs with minimal hydraulic losses.

В результате реализации теплопередачи от области радиоактивного распада активного изотопа в заданную пространственную область окружающих пород за счет гамма-излучения выделяемая активным радионуклидом энергия наиболее эффективно используется для расплавления пород, в которых происходит погружение радиоизотопного устройства. При этом из-за снижения уровня температур в элементах конструкции повышается надежность устройства и увеличивается его ресурс.As a result of heat transfer from the region of radioactive decay of the active isotope to a given spatial region of the surrounding rocks due to gamma radiation, the energy released by the active radionuclide is most effectively used to melt rocks in which the radioisotope device is immersed. At the same time, due to a decrease in the temperature level in the structural elements, the reliability of the device increases and its resource increases.

В случае использования устройства для захоронения РАО состав, заполняющий герметичную оболочку тепловыделяющего элемента, может содержать подлежащие захоронению радионуклиды. Массовое содержание подлежащих к захоронению радионуклидов в составе, заполняющем герметичную оболочку тепловыделяющего элемента, может достигать 93 мас. %.In the case of using the device for RW disposal, the composition filling the sealed shell of the fuel element may contain radionuclides to be disposed of. The mass content of the radionuclides to be buried in the composition filling the sealed shell of the fuel element can reach 93 wt. %

В качестве подлежащих захоронению радионуклидов выбираются химические соединения или смеси химических соединений, содержащих, например, один из следующих изотопов: ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs, ²³⁸Pu, ²⁴¹Am, ²⁴⁴Cm.Chemical compounds or mixtures of chemical compounds containing, for example, one of the following isotopes: ⁹⁰ Sr, ¹³⁷ Cs, ²³⁸ Pu, ²⁴¹ Am, ²⁴⁴ Cm, are selected as the radionuclides to be buried.

Подлежащие захоронению радионуклиды могут использоваться в виде химического соединения или смеси химических соединений, содержащих по крайней мере один долгоживущий радионуклид. В качестве таких радионуклидов могут быть выбраны долгоживущие изотопы трансурановых элементов либо изотопы из ряда: ¹⁵¹Sm, ⁹⁹Тс, ^121mSn, ⁹³Zr, ¹²⁶Sn, ⁷⁹Se, ¹³⁵Cs, ¹⁰⁷Pd, ¹²⁹I, ¹⁶⁶Ho, ¹⁰⁸Ag, ¹⁵⁸Tb, ⁹⁴Nb.The radionuclides to be disposed of can be used as a chemical compound or as a mixture of chemical compounds containing at least one long-lived radionuclide. As such radionuclides, long-lived isotopes of transuranium elements or isotopes from the series can be selected: ¹⁵¹ Sm, ⁹⁹ Tc, ^121m Sn, ⁹³ Zr, ¹²⁶ Sn, ⁷⁹ Se, ¹³⁵ Cs, ¹⁰⁷ Pd, ¹²⁹ I, ¹⁶⁶ Ho, ¹⁰⁸ Ag, ¹⁵⁸ Tb, ⁹⁴ Nb.

Для повышения теплопроводности тепловыделяющего элемента состав, заполняющий его герметичную оболочку, может содержать теплопроводящий наполнитель. В качестве наполнителя используются, например, металлы или сплавы металлов, которые выбираются из следующего ряда: Pb, Al, Na, Hg, Zn, Sn, Bi. Наполнитель может быть использован в виде фторидов металлов, выбранных из следующего ряда: Na, Ka, Li или в виде смеси фторидов перечисленных металлов.To increase the thermal conductivity of the fuel element, the composition filling its airtight shell may contain a heat-conducting filler. As a filler, for example, metals or metal alloys are used, which are selected from the following series: Pb, Al, Na, Hg, Zn, Sn, Bi. The filler can be used in the form of metal fluorides selected from the following series: Na, Ka, Li, or in the form of a mixture of fluorides of the above metals.

Массовое содержание активного изотопа ⁶⁰Со в составе, заполняющем герметичную оболочку, может выбираться в зависимости от решаемых задач в широком диапазоне значений - от 7 до 100 мас. %. Так, например, при использовании устройства для проведения исследований структуры и состава окружающих пород содержание изотопа ⁶⁰Со в составе, заполняющем герметичную оболочку, может быть максимальным - до 100 мас. %. В случае использования устройства для захоронения РАО теоретически возможен вариант выбора минимального массового содержания изотопа ⁶⁰Со. Для данного случая расчетные значения массового содержания компонентов состава, заполняющего герметичную оболочку, составляют: изотоп ⁶⁰Со - 7 мас. %, теплопроводящий наполнитель и РАО - остальное.The mass content of the active isotope ⁶⁰ Co in the composition filling the sealed enclosure can be selected depending on the tasks to be solved in a wide range of values - from 7 to 100 wt. % So, for example, when using a device for conducting studies of the structure and composition of surrounding rocks, the content of the ⁶⁰ Co isotope in a composition filling an airtight shell can be maximum — up to 100 wt. % In the case of using a device for RW disposal, it is theoretically possible to select the minimum mass content of the ⁶⁰ Co isotope. For this case, the calculated values of the mass content of the components of the composition filling the sealed enclosure are: isotope ⁶⁰ Co - 7 wt. %, heat-conducting filler and RAO - the rest.

Для традиционно используемых тугоплавких конструкционных материалов толщина δ герметичной оболочки тепловыделяющих элементов выбирается в диапазоне от 3 до 6 мм. Диаметр d_П полости герметичной оболочки при использовании заполняющего его состава, содержащего смесь активного изотопа ⁶⁰Со с РАО, выбирается в диапазоне от 4 мм до 14 мм.For traditionally used refractory structural materials, the thickness δ of the hermetic shell of the fuel elements is selected in the range from 3 to 6 mm. The diameter d _{P of the} cavity of the sealed enclosure when using a filling composition containing a mixture of the active isotope ⁶⁰ Co with radioactive waste, is selected in the range from 4 mm to 14 mm.

С целью обеспечения заданного гидродинамического режима течения жидкого расплава пород через проточные каналы тепловыделяющей структуры (при минимально возможном гидравлическом сопротивлении каналов) расстояние L между поверхностями близлежащих тепловыделяющих элементов выбирается в диапазоне от 10 до 80 мм.In order to ensure a given hydrodynamic mode of flow of the molten rock through the flow channels of the fuel structure (with the smallest possible hydraulic resistance of the channels), the distance L between the surfaces of nearby fuel elements is selected in the range from 10 to 80 mm.

В простейшем варианте конструкции тепловыделяющей структуры тепловыделяющие элементы устанавливаются вдоль одной плоской поверхности. Возможны и другие варианты конструкции, в которых тепловыделяющие элементы могут быть расположены вдоль криволинейных поверхностей.In the simplest design of the fuel structure, the fuel elements are installed along one flat surface. Other design options are possible in which the fuel elements can be located along curved surfaces.

Устройство может содержать по меньшей мере один контейнер, который соединяется с тепловыделяющей структурой со стороны ее верхней поверхности. В случае использования устройства для захоронения РАО контейнер снабжается герметичной оболочкой, заполняемой подлежащими захоронению радионуклидами. При использовании устройства для исследовательских целей контейнер снабжается герметичным защитным корпусом, в котором размещается измерительное оборудование и средства приема и передачи информации.The device may include at least one container that is connected to the fuel structure from the side of its upper surface. In the case of using the device for RW disposal, the container is provided with a sealed shell filled with radionuclides to be disposed of. When using the device for research purposes, the container is equipped with a sealed protective case in which the measuring equipment and means for receiving and transmitting information are located.

Далее изобретение поясняется описанием конкретных примеров выполнения радиоизотопного устройства, предназначенного для погружения в геологические формации заменой коры.The invention is further illustrated by the description of specific examples of the implementation of a radioisotope device intended for immersion in geological formations by replacing the crust.

На прилагаемых чертежах изображено следующее:The accompanying drawings show the following:

на фиг. 1 - схематичный продольный разрез скважины с радиоизотопным устройством, погружающимся в расплавляемых породах;in FIG. 1 is a schematic longitudinal section of a well with a radioisotope device immersed in molten rock;

на фиг. 2 - поперечный разрез скважины (А-А) в области расположения устройства с местным видом на тепловыделяющую структуру.in FIG. 2 is a cross-sectional view of a well (A-A) in the area of the device with a local view of the fuel structure.

Радиоизотопное устройство для погружения в земной коре содержит шарообразные тепловыделяющие элементы 1, соединенные между собой соединительными элементами 2, выполненными из тугоплавкого материала. Тепловыделяющие и соединительные элементы 1 и 2 расположены вдоль одной плоской поверхности и образуют плоскую однослойную тепловыделяющую структуру. Максимальный размер (диаметр) тепловыделяющей структуры D в плоскости, перпендикулярной ее оси симметрии, превышает высоту Н структуры в соответствии с условием: D>4H. При данном условии для тепловыделяющей структуры реализуется квазиодномерный режим энерговыделения. В рассматриваемом примере осуществления изобретения высота структуры Н равна диаметру d шарообразных тепловыделяющих элементов 1 и составляет 20 мм. Максимальный размер (диаметр) D тепловыделяющей структуры составляет ~2 м. При выбранных размерах D и Н их соотношение составляет D=100H, что соответствует условию: D>4H.A radioisotope device for immersion in the earth's crust contains spherical fuel elements 1, interconnected by connecting elements 2 made of refractory material. The fuel and connecting elements 1 and 2 are located along one flat surface and form a flat single-layer fuel structure. The maximum size (diameter) of the fuel structure D in a plane perpendicular to its axis of symmetry exceeds the height H of the structure in accordance with the condition: D> 4H. Under this condition, a quasi-one-dimensional energy release regime is realized for the heat-generating structure. In this example embodiment, the height of the structure H is equal to the diameter d of the spherical fuel elements 1 and is 20 mm The maximum size (diameter) D of the fuel structure is ~ 2 m. For the selected sizes D and H, their ratio is D = 100H, which corresponds to the condition: D> 4H.

Каждый шарообразный тепловыделяющий элемент 1 содержит прочную герметичную оболочку в форме сферы, заполненную составом, содержащим активный радионуклид, в качестве которого используется изотоп ⁶⁰Со. Температура плавления тугоплавкого материала, используемого для изготовления оболочек тепловыделяющих элементов 1, превышает температуру плавления окружающих пород, в которых происходит погружение радиоизотопного устройства. В качестве материалов оболочки применяются высокотемпературные коррозионностойкие стали, вольфрам, карбиды и нитриды тугоплавких металлов, в частности карбиды и нитриды титана, вольфрама и гафния. В рассматриваемом примере герметичные оболочки тепловыделяющих элементов 1 выполнены в виде многослойной композитной структуры из карбидов тугоплавких металлов. Такая оболочка обеспечивает коррозионную стойкость тепловыделяющих элементов в течение длительного погружения устройства в расплаве окружающих пород. Толщина δ герметичной оболочки и диаметр d_П полости герметичной оболочки, заполненной составом, содержащим изотоп ⁶⁰Со, выбираются из следующих условий: δ<0,5·(µ_O)^-1, d_П/2<0,5·(µ_Т)^-1, где µ_O и µ_Т - линейные коэффициенты ослабления гамма-излучения в материале оболочки и в составе, заполняющем герметичную оболочку тепловыделяющего элемента. Согласно указанным условиям толщина δ герметичной оболочки и диаметр d_П полости герметичной оболочки для рассматриваемого примера составляют: δ=3 мм, d_П=14 мм.Each spherical fuel element 1 contains a solid hermetic shell in the form of a sphere filled with a composition containing an active radionuclide, which is used as an isotope ⁶⁰ With. The melting temperature of the refractory material used to make the shells of the fuel elements 1 exceeds the melting temperature of the surrounding rocks in which the radioisotope device is immersed. High-temperature corrosion-resistant steels, tungsten, carbides and nitrides of refractory metals, in particular carbides and nitrides of titanium, tungsten and hafnium, are used as shell materials. In this example, the hermetic shell of the fuel elements 1 is made in the form of a multilayer composite structure of carbides of refractory metals. Such a shell provides corrosion resistance of the fuel elements during a long immersion of the device in the melt of the surrounding rocks. Thickness δ hermetic shell and the diameter d _P containment cavity filled with a composition containing an isotope ⁶⁰ Co, chosen from the following conditions: δ <0,5 · (μ _O) ^-1, d _n / 2 <0,5 · (μ _T ) ^-1 , where µ _O and µ _T are the linear attenuation coefficients of gamma radiation in the shell material and in the composition filling the sealed shell of the fuel element. According to these conditions, the thickness δ of the airtight shell and the diameter d _{P of the} cavity of the airtight shell for the considered example are: δ = 3 mm, d _P = 14 mm.

Тепловыделяющие элементы 1 вместе с соединительными элементами 2 образуют решетку с ячейками в форме равносторонних треугольников (см. фиг. 2). В рассматриваемом примере тепловыделяющие элементы размещаются в одной плоскости. Соединительные элементы 2 выполняются из тугоплавкого коррозионностойкого материала, в качестве которого используются карбиды титана, вольфрама и гафния. Тепловыделяющие элементы 1 расположены с зазорами, образующими проточные каналы между верхней и нижней поверхностями тепловыделяющей структуры. Расстояние L между поверхностями близлежащих тепловыделяющих элементов составляет 15 мм, что соответствует диапазону оптимальных значений L от 10 до 80 мм.The fuel elements 1 together with the connecting elements 2 form a grid with cells in the form of equilateral triangles (see Fig. 2). In this example, the fuel elements are placed in the same plane. The connecting elements 2 are made of a refractory corrosion-resistant material, which are used as carbides of titanium, tungsten and hafnium. The fuel elements 1 are located with gaps forming flow channels between the upper and lower surfaces of the fuel structure. The distance L between the surfaces of the adjacent fuel elements is 15 mm, which corresponds to a range of optimal L values from 10 to 80 mm.

Внутренняя полость герметичной оболочки элементов 1 заполнена составом, содержащий активный радионуклид ⁶⁰Со, обеспечивающий нагрев и расплавление окружающих пород, расположенных под нижней поверхностью тепловыделяющей структуры, преимущественно за счет гамма-излучения. Состав, заполняющий герметичную оболочку, может содержать подлежащие захоронению нуклиды. В качестве подлежащих захоронению радионуклидов могут использоваться химические соединения или смеси химических соединений, содержащих изотопы: ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs, ²³⁸Pu, ²⁴¹Am, ²⁴⁴Cm. РАО могут применяться в виде химического соединения или смеси химических соединений, содержащих по крайней мере один долгоживущий радионуклид, например долгоживущий изотоп трансурановых элементов или долгоживущий радионуклид, выбранный из следующего ряда: ¹⁵¹Sm, ⁹⁹Тс, ^121mSn, ⁹³Zr, ¹²⁶Sn, ⁷⁹Se, ¹³⁵Cs, ¹⁰⁷Pd, ¹²⁹I, ¹⁶⁶Ho, ¹⁰⁸Ag, ¹⁵⁸Tb, ⁹⁴Nb.The internal cavity of the sealed shell of the elements 1 is filled with a composition containing an active radionuclide ⁶⁰ Co, providing heating and melting of the surrounding rocks located under the lower surface of the fuel structure, mainly due to gamma radiation. The composition filling the sealed enclosure may contain nuclides to be buried. Chemical compounds or mixtures of chemical compounds containing isotopes: ⁹⁰ Sr, ¹³⁷ Cs, ²³⁸ Pu, ²⁴¹ Am, ²⁴⁴ Cm can be used as radionuclides to be buried. RAO can be used in the form of a chemical compound or a mixture of chemical compounds containing at least one long-lived radionuclide, for example, a long-lived isotope of transuranium elements or a long-lived radionuclide selected from the following series: ¹⁵¹ Sm, ⁹⁹ Tc, ^121m Sn, ⁹³ Zr, ¹²⁶ Sn, ⁷⁹ Se, ¹³⁵ Cs, ¹⁰⁷ Pd, ¹²⁹ I, ¹⁶⁶ Ho, ¹⁰⁸ Ag, ¹⁵⁸ Tb, ⁹⁴ Nb.

Количественный состав смеси нуклидов в составе, заполняющем герметичные оболочки тепловыделяющих элементов, выбирается исходя из условия, согласно которому мощность гамма-излучения активного нуклида ⁶⁰Со в направлении области, пород, расположенных под нижней поверхностью тепловыделяющей структуры, должна превышать тепловую мощность, необходимую для расплавления окружающих пород в направлении погружения устройства. При использовании радиоизотопного устройства для захоронения РАО массовое содержание подлежащих к захоронению радионуклидов в составе, заполняющем герметичную оболочку тепловыделяющего элемента, может составлять до 93 мас. %. В этом случае массовое содержание изотопа ⁶⁰Со в составе будет составлять 7 мас. %.The quantitative composition of the nuclide mixture in the composition filling the sealed shells of the fuel elements is selected based on the condition that the gamma radiation power of the active nuclide ⁶⁰ Co in the direction of the rocks located under the lower surface of the fuel structure should exceed the thermal power necessary for the surrounding melt rocks in the direction of the dive device. When using a radioisotope device for RW disposal, the mass content of the radionuclides to be buried in the composition filling the sealed shell of the fuel element can be up to 93 wt. % In this case, the mass content of the isotope ⁶⁰ Co in the composition will be 7 wt. %

При использовании разнородных нуклидов в виде отдельных элементов (частиц) состав включает теплопроводящий наполнитель. В качестве наполнителя применяется вещество, обладающее высокой теплопроводностью и пластичностью. Данные свойства наполнителя позволяют снизить термоупругие напряжения в тепловыделяющих элементах. Вследствие этого обеспечивается прочность герметичной оболочки в условиях высокого внешнего давления в течение длительного срока эксплуатации устройства. В качестве теплопроводящего наполнителя могут использоваться металлы и сплавы металлов, температура плавления которых ниже температуры плавления окружающих пород. Так, например, для пород, состоящих из гранитоидов, базальтов и солевых пластов, температура плавления наполнителя должна быть менее 1000°С. В качестве материала наполнителя используются металлы: Pb, Al, Na, Hg, Zn, Sn, Bi; сплавы перечисленных металлов; фториды следующих металлов: Na, Ka, Li; смеси фторидов перечисленных металлов.When using dissimilar nuclides in the form of separate elements (particles), the composition includes a heat-conducting filler. A substance with high thermal conductivity and ductility is used as a filler. These properties of the filler can reduce thermoelastic stresses in the fuel elements. As a result, the strength of the sealed enclosure is ensured under conditions of high external pressure for a long service life of the device. As a heat-conducting filler, metals and metal alloys can be used, the melting temperature of which is lower than the melting temperature of the surrounding rocks. So, for example, for rocks consisting of granitoids, basalts and salt formations, the melting temperature of the filler should be less than 1000 ° C. The filler material used is metals: Pb, Al, Na, Hg, Zn, Sn, Bi; alloys of the listed metals; fluorides of the following metals: Na, Ka, Li; mixtures of fluorides of the listed metals.

В случае использования радиоизотопного устройства для исследовательских целей, например для исследования пород земной коры, массовое содержание изотопа ⁶⁰Со в составе, заполняющем герметичную оболочку тепловыделяющего элемента, может составлять до 100 мас. %. Средняя объемная плотность устройства должна превышать не менее чем на 10% плотность окружающих пород для осуществления непрерывного погружения радиоизотопного устройства в расплавляемых породах под действием силы тяжести. Расчетная средняя плотность устройства обеспечивается за счет его конструкции и выбора конструкционных материалов в зависимости от конкретного вида и структуры пород, расположенных в направлении погружения.In the case of using a radioisotope device for research purposes, for example for studying rocks of the earth's crust, the mass content of the ⁶⁰ Co isotope in the composition filling the sealed shell of the fuel element can be up to 100 wt. % The average bulk density of the device must be at least 10% higher than the density of the surrounding rocks for continuous immersion of the radioisotope device in molten rock under the influence of gravity. The estimated average density of the device is ensured by its design and the choice of structural materials, depending on the specific type and structure of rocks located in the direction of immersion.

На тепловыделяющей структуре со стороны ее верхней поверхности закреплены контейнеры 3. Контейнеры 3 соединены с тепловыделяющей структурой с помощью соединительных элементов 4, выполненных из тугоплавкого коррозионностойкого материала, в качестве которого используются карбиды титана, вольфрама и гафния. Контейнеры 3 снабжены герметичным защитным корпусом, в котором размещено измерительное оборудование и средства приема и передачи информации. Измерительное оборудование включает в свой состав средства измерения физических и химических характеристик окружающих пород. Средства приема и передачи информации предназначены для обмена информацией с пунктом управления. Данная информация включает телеметрическую информацию и команды управления измерительным оборудованием. Контейнеры 3 могут использоваться также и для захоронения РАО. В этом случае подлежащие захоронению радионуклиды помещаются в прочную герметичную оболочку, входящую в состав контейнера.Containers 3 are fixed on the heat-generating structure from the side of its upper surface. The containers 3 are connected to the heat-generating structure by means of connecting elements 4 made of a refractory corrosion-resistant material, which are used as carbides of titanium, tungsten and hafnium. The containers 3 are equipped with a sealed protective housing in which the measuring equipment and means for receiving and transmitting information are located. The measuring equipment includes a means of measuring the physical and chemical characteristics of the surrounding rocks. Means of receiving and transmitting information are designed to exchange information with the control center. This information includes telemetry information and instrument control commands. Containers 3 can also be used for disposal of radioactive waste. In this case, the radionuclides to be buried are placed in a strong airtight shell, which is part of the container.

Радиоизотопное устройство, изображенное на фиг. 1, находится в канале скважины 5, образованной в окружающих породах 6. Устройство перемещается под действием силы тяжести к центру планеты. Под нижней поверхностью тепловыделяющей структуры расположен слой 7 жидкого расплава окружающей породы. Расплав образуется под действием энергии гамма-излучения активного радионуклида ⁶⁰Со. Над верхней поверхностью тепловыделяющей структуры расположена зона 8 жидкого расплава, перетекающего через проточные каналы, образованные между тепловыделяющими элементами 1. Выше зоны 8 расположена зона 9 остывшего и затвердевшего расплава пород.The radioisotope device depicted in FIG. 1, is located in the channel of the well 5, formed in the surrounding rocks 6. The device moves under the action of gravity to the center of the planet. Under the lower surface of the fuel structure is a layer 7 of liquid melt of the surrounding rock. The melt is formed under the action of gamma radiation energy of the active radionuclide ⁶⁰ Co. Above the upper surface of the fuel structure is located zone 8 of the liquid melt flowing through the flow channels formed between the fuel elements 1. Above zone 8 is located zone 9 of the cooled and solidified molten rock.

Работа радиоизотопного устройства, предназначенного для погружения в расплавляемых породах земной коры, осуществляется следующим образом.The operation of the radioisotope device intended for immersion in the molten rocks of the earth's crust is as follows.

При захоронении РАО полости герметичных оболочек тепловыделяющих элементов 1 предварительно заполняются смесью радиоактивных изотопов и теплоносителем. Смесь радионуклидов включает в свой состав изотоп ⁶⁰Со, который используется в качестве активного энерговыделяющего компонента, и подлежащие захоронению нуклиды. Минимальное расчетное значение массового содержания изотопа ⁶⁰Со в составе, заполняющем герметичную оболочку, составляет 7 мас. %, суммарное массовое содержание РАО и теплопроводящего наполнителя - 93 мас. %. Количество активного радионуклида (⁶⁰Со) выбирается исходя из условия достаточности мощности гама-излучения, поглощаемого в окружающих породах, для расплавления окружающих пород, расположенных непосредственно под нижней поверхностью тепловыделяющей структуры.When a radioactive waste is buried, the cavities of the hermetic shells of the fuel elements 1 are preliminarily filled with a mixture of radioactive isotopes and a coolant. The mixture of radionuclides includes the isotope ⁶⁰ Co, which is used as an active energy-generating component, and the nuclides to be buried. The minimum calculated value of the mass content of the isotope ⁶⁰ Co in the composition filling the sealed shell is 7 wt. %, the total mass content of radioactive waste and heat-conducting filler - 93 wt. % The amount of active radionuclide ( ⁶⁰ Co) is selected on the basis of the sufficiency condition for the gamma radiation absorbed in the surrounding rocks to melt the surrounding rocks located directly below the lower surface of the fuel structure.

В состав РАО входят долгоживущие изотопы трансурановых элементов (²³⁷Np, ²⁴¹Am, ²⁴³Am, ²⁴²Cm, ²⁴⁴Cm) и другие долгоживущие радионуклиды (¹⁵¹Sm, ⁹⁹Тс, ^121mSn, ⁹³Zr, ¹²⁶Sn, ⁷⁹Se, ¹³⁵Cs, ¹⁰⁷Pd, ¹²⁹I, ¹⁶⁶Ho, ¹⁰⁸Ag, ¹⁵⁸Tb, ⁹⁴Nb). В качестве теплопроводящего наполнителя используется смесь фторидов натрия, калия и лития с температурой плавления менее 1000°С. Малая сжимаемость теплоносителя, находящегося в жидком состоянии в процессе погружения, обеспечивает прочностные характеристики тепловыделяющих элементов при высоком давлении, действующем на устройство в процессе его погружения в коре планет.RAO includes long-lived isotopes of transuranic elements ( ²³⁷ Np, ²⁴¹ Am, ²⁴³ Am, ²⁴² Cm, ²⁴⁴ Cm) and other long-lived radionuclides ( ¹⁵¹ Sm, ⁹⁹ Tc, ^121m Sn, ⁹³ Zr, ¹²⁶ Sn, ⁷⁹ Se, ¹³⁵ Cs, ¹⁰⁷ Pd, ¹²⁹ I, ¹⁶⁶ Ho, ¹⁰⁸ Ag, ¹⁵⁸ Tb, ⁹⁴ Nb). A mixture of sodium, potassium and lithium fluorides with a melting point of less than 1000 ° C is used as a heat-conducting filler. The low compressibility of the heat carrier in the liquid state during the immersion process ensures the strength characteristics of the fuel elements at high pressure acting on the device during its immersion in the planetary crust.

После заполнения герметичных оболочек тепловыделяющих элементов составом, включающим активный радионуклид (⁶⁰Со), подлежащие захоронению радионуклиды и теплопроводящий наполнитель, производится сборка теплопроводящей структуры с помощью жестких соединительных элементов 2. На верхней части теплопроводящей структуры с помощью соединительных элементов 4 закрепляются контейнеры 3. Герметичные оболочки контейнеров 3 заполняются подлежащими захоронению радионуклидами.After filling the sealed shells of the fuel elements with a composition comprising an active radionuclide ( ⁶⁰ Co), the radionuclides to be buried and the heat-conducting filler, the heat-conducting structure is assembled using rigid connecting elements 2. Containers 3 are fixed on the upper part of the heat-conducting structure using connecting elements 4. Hermetic shells containers 3 are filled with radionuclides to be disposed of.

Для погружения радиоизотопного устройства в расплавляемых породах средняя объемная плотность устройства должна превышать не менее чем на 10% плотность пород, расположенных под нижней поверхностью тепловыделяющей структуры.To immerse a radioisotope device in molten rock, the average bulk density of the device must be at least 10% higher than the density of rocks located under the lower surface of the fuel structure.

Выполнение данного условия обеспечивается на основании предварительно полученной информации о типе и составе окружающих пород, расположенных вдоль предполагаемой траектории движения устройства.The fulfillment of this condition is provided on the basis of previously obtained information about the type and composition of the surrounding rocks located along the proposed trajectory of the device.

Снаряженное устройство погружается в скважину 5, образованную в окружающих породах, либо устанавливается на поверхности земной коры. После выхода устройства на стационарный режим тепловыделения происходит разогрев окружающих геологических пород до температуры плавления. Под нижней поверхностью тепловыделяющей структуры образуется слой 7 жидкого расплава. После этого устройство, вытесняя под действием силы тяжести жидкий расплав через каналы 4, начинает перемещаться вглубь окружающих пород.The equipped device is immersed in a well 5 formed in the surrounding rocks, or is installed on the surface of the earth's crust. After the device reaches the stationary mode of heat release, the surrounding geological rocks are heated to the melting temperature. Under the lower surface of the fuel structure, a liquid melt layer 7 is formed. After that, the device, displacing under the action of gravity the liquid melt through the channels 4, begins to move deep into the surrounding rocks.

За счет использования проницаемой тепловыделяющей структуры жидкий расплав перетекает через проточные каналы, образованные между тепловыделяющими элементами 1, в вертикальном направлении между нижней и верхней поверхностями структуры. Жидкий расплав вытесняется через проточные каналы при минимальном гидравлическом сопротивлении. Перетекание расплава в канале скважины 5 при погружении устройства в окружающих породах не ограничено узким кольцевым каналом между твердыми стенками скважины и периферийной частью устройства. Следует отметить, что указанное ограничение характерно для устройств-аналогов.Through the use of a permeable fuel structure, the liquid melt flows through the flow channels formed between the fuel elements 1 in the vertical direction between the lower and upper surfaces of the structure. The liquid melt is displaced through the flow channels with minimal hydraulic resistance. The flow of the melt in the borehole channel 5 when the device is immersed in the surrounding rocks is not limited to a narrow annular channel between the solid walls of the borehole and the peripheral part of the device. It should be noted that this limitation is typical for analog devices.

Расплав из слоя 7 направляется через систему проточных каналов в вертикальном направлении к зоне 8 жидкого расплава, которая находится в канале скважины над погружающимся устройством. Вытеснение расплава происходит под действием собственной силы тяжести устройства вследствие того, что средняя плотность устройства больше плотности окружающих геологических пород.The melt from the layer 7 is directed through a system of flow channels in the vertical direction to the zone 8 of the liquid melt, which is located in the well channel above the submersible device. The displacement of the melt occurs under the influence of the device’s own gravity due to the fact that the average density of the device is higher than the density of the surrounding geological rocks.

При движении расплава через проточные каналы одновременно происходит его подогрев за счет поглощения гамма-излучения, создаваемого активным изотопом ⁶⁰Со. В результате постоянного подогрева поддерживается жидкое состояние расплава при его перетекании в вертикальном направлении. Оптимальное расстояние L между поверхностями близлежащих тепловыделяющих элементов 1 выбирается таким образом, чтобы время, необходимое для нагрева твердожидкого расплава в проточных каналах до температуры, превышающей его температуру плавления, было меньше времени погружения устройства в вертикальном направлении на расстояние, соразмерное высоте Н тепловыделяющей структуры, равной диаметру d шарообразных тепловыделяющих элементов 1. С другой стороны, при выбранном расстоянии L должно обеспечиваться минимальное гидравлическое сопротивление системы проточных каналов и требуемая температура расплава, достигаемая за счет поглощения в окружающих породах гамма-излучения. Для используемых материалов конструкции устройства и выбранного типа окружающих пород расстояние L выбирается в диапазоне от 10 до 80 мм.When the melt moves through the flow channels, it simultaneously heats up due to the absorption of gamma radiation generated by the active isotope ⁶⁰ Co. As a result of constant heating, the liquid state of the melt is maintained when it flows in the vertical direction. The optimal distance L between the surfaces of the adjacent fuel elements 1 is chosen so that the time required for heating the solid-liquid melt in the flow channels to a temperature exceeding its melting temperature is less than the time of immersion of the device in the vertical direction by a distance commensurate with the height H of the fuel structure the diameter d of the spherical fuel elements 1. On the other hand, at a selected distance L, a minimum hydraulic resistance must be ensured the stabilization of the system of flow channels and the required melt temperature, achieved by absorption of gamma radiation in the surrounding rocks. For the materials used for the construction of the device and the selected type of surrounding rocks, the distance L is selected in the range from 10 to 80 mm.

Вместе со снижением гидравлических потерь при течении жидкого расплава по проточным каналам снижаются и тепловые потери, связанные с локальным перегревом расплава и перегревом тепловыделяющих элементов. Данный эффект обусловлен существенным уменьшением размеров тепловыделяющих элементов по сравнению с устройствами-аналогами. В радиоизотопном устройстве используется тепловыделяющая структура с проточными каналами. Структура образована совокупностью отдельных тепловыделяющих элементов, имеющих существенно меньшие размеры по сравнению с тепловыделяющими контейнерами, которые используются в устройствах-аналогах.Along with the reduction of hydraulic losses during the flow of liquid melt through the flow channels, the heat losses associated with local overheating of the melt and overheating of the fuel elements are also reduced. This effect is due to a significant reduction in the size of the fuel elements compared to similar devices. A radioisotope device uses a fuel structure with flow channels. The structure is formed by a combination of individual fuel elements, which are significantly smaller in comparison with the fuel containers that are used in analog devices.

За счет выбора размеров тепловыделяющей пространственной структуры согласно условию D>4H большая часть выделяемой тепловой энергии концентрируется в направлении перемещения устройства. При выполнении данного условия реализуется квазиодномерный режим тепловыделения, обеспечивающий эффективное использование энергии для разогрева и плавления геологических пород, расположенных непосредственно под нижней поверхностью тепловыделяющей структуры. Следует отметить, что квазиодномерный режим тепловыделения реализуется и при использовании устройства-прототипа (RU 2535199 C1), однако тепловыделение при погружении устройства, выполненного согласно изобретению, осуществляется не только с внешней стороны, но и в объеме расплава, заполняющего проточные каналы структуры. В этом случае повышается эффективность теплопередачи между тепловыделяющими элементами 1 и расплавом, перетекающим в вертикальном направлении.By choosing the dimensions of the heat-generating spatial structure according to the condition D> 4H, most of the heat released is concentrated in the direction of movement of the device. When this condition is met, a quasi-one-dimensional heat release mode is implemented, which ensures the efficient use of energy for heating and melting geological rocks located directly below the lower surface of the fuel structure. It should be noted that a quasi-one-dimensional heat release mode is also realized when using the prototype device (RU 2535199 C1), however, heat is released when the device made according to the invention is immersed, not only from the outside, but also in the volume of the melt filling the flow channels of the structure. In this case, the heat transfer efficiency between the fuel elements 1 and the melt flowing in the vertical direction is increased.

В результате вытеснения расплава геологических пород из области скважины, расположенной под нижней поверхностью тепловыделяющей структуры, в область скважины над верхней поверхностью тепловыделяющей структуры образуется зона 8 неостывшего жидкого расплава. После остывания расплава в канале скважины формируется зона 9 остывшего и затвердевшего расплава пород.As a result of the displacement of the melt of geological rocks from the borehole region located under the lower surface of the fuel structure to the borehole region above the upper surface of the fuel structure, zone 8 of the non-cooled liquid melt is formed. After cooling of the melt in the well channel, zone 9 of the cooled and solidified melt of the rocks is formed.

При работе радиоизотопного устройства основным механизмом передачи тепловой энергии является поглощение гамма-излучения в окружающих геологических породах. Скорость погружения радиоизотопного устройства зависит от пространственного распределения в окружающих породах энерговыделения при гамма-излучении активного изотопа ⁶⁰Со. Расчетное соотношение для удельного энерговыделения Q (Вт/м³) в зависимости от расстояния z (м) от источника излучения (тепловыделяющей структуры) можно представить, используя приближение бесконечного плоского источника с равномерно распределенной по поверхности активностью, в следующем виде: Q(z)=A_S·Q·[A₁·exp(-µ₁.·z)+А₂·ехр(-µ₂.·z)], где A_S - поверхностная активность источника (Бк/м²), Q - мощность энерговыделения источника активностью 1 Бк (Вт/Бк); A_i, (м^-1) и µ_i (м^-1) - постоянные коэффициенты, определяющие пространственное распределение объемного тепловыделения при поглощении гамма-излучения, i=1,2. При использовании в качестве активного радионуклида изотопа ⁶⁰Со и выборе гранита в качестве окружающих пород значения постоянных коэффициентов составляют: A₁=6,13 м^-1, µ₁=14,67 м^-1, А₂=6,94 м^-1, µ₂=84,17 м^-1.When a radioisotope device is in operation, the main mechanism for transferring thermal energy is the absorption of gamma radiation in the surrounding geological formations. The immersion rate of a radioisotope device depends on the spatial distribution in the surrounding rocks of the energy release during gamma radiation of the active isotope ⁶⁰ Co. The calculated ratio for the specific energy release Q (W / m ³ ) depending on the distance z (m) from the radiation source (heat-generating structure) can be represented using the approximation of an infinite flat source with activity uniformly distributed over the surface, in the following form: Q (z) = A _S · Q · [A ₁ · exp (-µ _1. · Z) + A ₂ · exp (-µ _2. · Z)], where A _S is the surface activity of the source (Bq / m ² ), Q - power release power source with an activity of 1 Bq (W / Bq); A _i , (m ^-1 ) and µ _i (m ^-1 ) are constant coefficients that determine the spatial distribution of the volumetric heat release during the absorption of gamma radiation, i = 1,2. When using isotope ⁶⁰ Co as an active radionuclide and choosing granite as surrounding rocks, the values of constant coefficients are: A ₁ = 6.13 m ^-1 , μ ₁ = 14.67 m ^-1 , A ₂ = 6.94 m ^-1 , μ ₂ = 84.17 m ^-1 .

Распределение удельного энерговыделения Q(z) в граните при использовании в качестве активного радионуклида изотопа ⁶⁰Со с поверхностной активностью A_S=5·10¹⁷ Бк/м² приведено в таблице №4. При проведении расчета принято, что доля поглощенной энергии гамма-излучения в элементах конструкции устройства составляет 16%.The distribution of the specific energy release Q (z) in granite when using the ⁶⁰ Co isotope with surface activity A _S = 5 · 10 ¹⁷ Bq / m ² as an active radionuclide is given in table No. 4. When carrying out the calculation, it was assumed that the proportion of the absorbed energy of gamma radiation in the structural elements of the device is 16%.

Пренебрегая выстой Н тепловыделяющей структуры по сравнению с ее максимальным размером D в плоскости, перпендикулярной оси симметрии структуры, и предполагая, что тепловыделяющая структура расположена в плоскости z=0, можно вычислить скорость V погружения радиоизотопного устройства в окружающих породах при фиксированной доле поглощенной энергии в элементах конструкции устройства. Ниже представлены расчетные примеры погружения радиоизотопного устройства в различных окружающих породах.Neglecting the height H of the fuel structure compared to its maximum size D in the plane perpendicular to the axis of symmetry of the structure, and assuming that the fuel structure is located in the z = 0 plane, we can calculate the rate V of immersion of the radioisotope device in the surrounding rocks at a fixed fraction of the absorbed energy in the elements device design. Settlement examples of immersion of a radioisotope device in various surrounding rocks are presented below.

Пример №1Example No. 1

Тепловыделяющая структура устройства образована соединенными между собой шарообразными тепловыделяющими элементами. Погружение осуществляется в окружающих породах, представляющих собой гранит. Диаметр тепловыделяющей структуры (максимальный размер в плоскости, перпендикулярной оси симметрии структуры): D=2 м. Тепловыделяющие элементы с внешним диаметром d=20 мм расположены в узлах формообразующей треугольной решетки. Расстояние L между поверхностями близлежащих тепловыделяющих элементов (шаг решетки) составляет: L=10 мм. Диаметр полости герметичной оболочки тепловыделяющих элементов: d_П=14 мм. Оболочка тепловыделяющих элементов выполнена из молибдена, толщина оболочки δ=3 мм.The fuel structure of the device is formed by interconnected spherical fuel elements. Immersion is carried out in the surrounding rocks, which are granite. The diameter of the fuel structure (the maximum size in the plane perpendicular to the axis of symmetry of the structure): D = 2 m. The fuel elements with an external diameter of d = 20 mm are located at the nodes of the forming triangular lattice. The distance L between the surfaces of nearby fuel elements (grid spacing) is: L = 10 mm. The diameter of the cavity of the sealed shell of the fuel elements: d _P = 14 mm The shell of the fuel elements is made of molybdenum, the shell thickness is δ = 3 mm.

Полость герметичной оболочки заполнена смесью активного радионуклида ⁶⁰Со с подлежащими захоронению РАО, включающими трансурановые элементы, и свинцовым теплопроводящим наполнителем. Массовое содержание РАО в смеси радионуклидов, содержащихся в тепловыделяющих элементах, составляет 9 мас. %, что соответствует общей массе РАО во всех тепловыделяющих элементах - 4 кг. Массовое содержание активного радионуклида ⁶⁰Со в смеси радионуклидов, содержащихся в тепловыделяющих элементах, составляет 91 мас. %. Масса изотопа ⁶⁰Со в одном тепловыделяющем элементе - 11,1 г. Масса РАО в одном тепловыделяющем элементе - 1,2 г.The cavity of the sealed shell is filled with a mixture of active radionuclide ⁶⁰ With radioactive waste to be disposed of, including transuranium elements, and a lead heat-conducting filler. The mass content of radioactive waste in the mixture of radionuclides contained in the fuel elements is 9 wt. %, which corresponds to the total mass of radioactive waste in all fuel elements - 4 kg The mass content of the active radionuclide ⁶⁰ Co in the mixture of radionuclides contained in the fuel elements is 91 wt. % The mass of the isotope ⁶⁰ Co in one fuel element is 11.1 g. The mass of radioactive waste in one fuel element is 1.2 g.

Устройство содержит контейнеры 3, соединенные с тепловыделяющей структурой со стороны ее верхней поверхности. Контейнеры заполнены подлежащими захоронению РАО. Общая масса РАО, находящихся в контейнерах 3, составляет ~1000 кг.The device comprises containers 3 connected to a fuel structure from the side of its upper surface. The containers are filled with radioactive waste to be disposed of. The total mass of RW in containers 3 is ~ 1000 kg.

Доля энергии, поглощенной в элементах конструкции устройства, составляет менее 30% от энергии гамма-излучения изотопа ⁶⁰Со. Средняя поверхностная активность радионуклида ⁶⁰Со составляет ~5·10¹⁷ Бк/м², средняя поверхностная мощность тепловыделения - 200 кВт/м². Указанные значения соответствуют начальному периоду погружения радиоизотопного устройства. Через 15 лет после начала погружения мощность тепловыделения снизится до 28 кВт/м².The fraction of energy absorbed in the structural elements of the device is less than 30% of the gamma radiation energy of the isotope ⁶⁰ Co. The average surface activity of the ⁶⁰ Co radionuclide is ~ 5 · 10 ¹⁷ Bq / m ² , and the average surface heat release power is 200 kW / m ² . The indicated values correspond to the initial period of immersion of the radioisotope device. 15 years after the start of the dive, the heat output will decrease to 28 kW / m ² .

При выбранных параметрах расчетная скорость погружения радиоизотопного устройства достигает 5,8 м в сутки.With the selected parameters, the estimated rate of immersion of the radioisotope device reaches 5.8 m per day.

Приведенные расчетные данные подтверждают возможность обеспечения высокой скорости погружения радиоизотопного устройства с полезной нагрузкой в расплавляемых породах при использовании проницаемой тепловыделяющей структуры, реализации условий для осуществления квазиодномерного режима тепловыделения и использовании гамма-излучения активного радионуклида ⁶⁰Со для нагрева и расплавления окружающих пород.The calculated data confirm the possibility of ensuring a high immersion rate of a radioisotope device with a payload in the molten rocks using a permeable heat-generating structure, the implementation of conditions for the implementation of a quasi-one-dimensional mode of heat generation and the use of gamma radiation of an active ⁶⁰ Co radionuclide for heating and melting of surrounding rocks.

В качестве веществ, заполняющих герметичную оболочку тепловыделяющих элементов и контейнеры, может использоваться широкий спектр подлежащих захоронению веществ, в частности РАО, накапливающиеся в процессе облучения реакторного топлива, и РАО, содержащиеся в изотопных источниках энергии. Такие РАО содержат долгоживущие радионуклиды, в том числе изотопы трансурановых элементов. С помощью радиоизотопного устройства обеспечивается безопасное захоронение долгоживущих РАО в глубоких геологических формациях Земли.A wide range of substances to be disposed of, such as radioactive waste accumulated during the irradiation of reactor fuel, and radioactive waste contained in isotopic energy sources, can be used as substances filling the airtight shell of fuel elements and containers. Such radioactive waste contains long-lived radionuclides, including isotopes of transuranic elements. Using a radioisotope device, the safe disposal of long-lived radioactive waste in the deep geological formations of the Earth is ensured.

Устройство может также использоваться для исследования глубинных слоев коры планет, включая литосферу Земли. Для этого в контейнерах 3 устанавливается измерительное оборудование и средства приема и передачи информации. С помощью средств измерения производится регистрация физических и химических характеристик окружающих пород и передача зарегистрированных параметров в пункт управления и приема телеметрической информации. Обмен информацией между радиоизотопным устройством и удаленным пунктом управления может осуществляться по кабелю связи либо с использованием акустических сигналов. Простейший способ связи с погружаемым устройством реализуется с помощью тонких высокотемпературных кабелей, разматывающихся с катушки, устанавливаемой в одном из контейнеров 3.The device can also be used to study the deep layers of the planetary crust, including the lithosphere of the Earth. To this end, measuring equipment and means for receiving and transmitting information are installed in containers 3. With the help of measuring instruments, the physical and chemical characteristics of the surrounding rocks are recorded and the registered parameters are transferred to the control and reception center for telemetric information. Information exchange between the radioisotope device and the remote control point can be carried out via a communication cable or using acoustic signals. The simplest method of communication with an immersion device is implemented using thin high-temperature cables unwinding from a coil installed in one of the containers 3.

С помощью радиоизотопного устройства осуществляется прямой нагрев и расплавление окружающих пород за счет гамма-излучения активного радионуклида, в качестве которого используется изотоп ⁶⁰Со. При использовании теплообмена излучением меньшая часть энергии, выделяемой при радиоактивном распаде активного радионуклида, поглощается в элементах конструкции устройства. Большая часть выделяющейся энергии расходуется на нагрев окружающих пород. При этом за счет реализации квазиодномерного режима тепловыделения излучаемые потоки концентрируются в области окружающих пород, расположенной под нижней поверхностью проницаемой тепловыделяющей структуры. Вследствие данных явлений повышается эффективность использования выделяемой активным радионуклидом энергии для расплавления окружающих пород при погружении радиоизотопного устройства. За счет снижения рабочей температуры элементов конструкции и градиентов температур, возникающих в элементах конструкции при погружении устройства, повышается надежность устройства и увеличивается его ресурс.Using a radioisotope device, direct heating and melting of the surrounding rocks is carried out due to gamma radiation of an active radionuclide, which is used as an isotope of ⁶⁰ Co. When using heat transfer by radiation, a smaller part of the energy released during the radioactive decay of the active radionuclide is absorbed in the structural elements of the device. Most of the energy released is spent on heating the surrounding rocks. In this case, due to the implementation of the quasi-one-dimensional mode of heat release, the emitted fluxes are concentrated in the region of surrounding rocks located under the lower surface of the permeable heat-generating structure. Due to these phenomena, the efficiency of using the energy released by the active radionuclide to melt the surrounding rocks when immersing a radioisotope device is increased. By reducing the operating temperature of the structural elements and temperature gradients that occur in the structural elements when the device is immersed, the reliability of the device is increased and its service life is increased.

При работе устройства исключаются проблемы, связанные с перегревом стенок тепловыделяющих элементов и расплава окружающих пород. Требуемое объемное тепловыделение устанавливается расчетным путем за счет выбора размеров, количества и взаимного расположения тепловыделяющих элементов, а также массового содержания активного изотопа ⁶⁰Со в составе, заполняющем герметичные оболочки тепловыделяющих элементов. Параметры процесса погружения определяются удельным количественным содержанием активного радионуклида на единицу площади поверхности тепловыделяющей структуры. Количество, распределение и состав тепловыделяющих элементов выбирается расчетным и/или экспериментальным путем так, чтобы обеспечить нагрев окружающих пород до температуры плавления как с внешней стороны устройства, так и в проточных каналах тепловыделяющей структуры.When the device is working, problems associated with overheating of the walls of the fuel elements and the melt of the surrounding rocks are eliminated. The required volumetric heat release is established by calculation by selecting the size, quantity and relative position of the fuel elements, as well as the mass content of the active isotope ⁶⁰ Co in the composition filling the sealed shells of the fuel elements. The parameters of the immersion process are determined by the specific quantitative content of the active radionuclide per unit surface area of the fuel structure. The quantity, distribution and composition of the fuel elements is selected by calculation and / or experimentally so as to ensure that the surrounding rocks are heated to the melting temperature both on the outside of the device and in the flow channels of the fuel structure.

При реализации процесса теплообмена излучением за счет снижения максимальной температуры и градиентов температуры в материале тепловыделяющих элементов уменьшаются термоупругие напряжения (деформации) элементов конструкции устройства. Вследствие этого обеспечивается механическая прочность и коррозионная стойкость элементов конструкции в течение длительного процесса погружения в расплавляемых геологических породах. Эффективное пространственное распределение выделяемой радионуклидами энергии и существенное снижение гидравлических потерь при перетекании жидкого расплава в вертикальном направлении позволяет увеличить скорость погружения устройства, массу полезной нагрузки, в качестве которой могут использоваться подлежащие захоронению РАО, измерительное оборудование и средства приема и передачи информации.When implementing the process of heat transfer by radiation by reducing the maximum temperature and temperature gradients in the material of the fuel elements, the thermoelastic stresses (deformations) of the structural elements of the device are reduced. As a result, mechanical strength and corrosion resistance of structural elements are ensured during a long immersion process in molten geological formations. The effective spatial distribution of the energy released by radionuclides and a significant reduction in hydraulic losses during the flow of liquid melt in the vertical direction can increase the speed of immersion of the device, the mass of the payload, which can be used for disposal of radioactive waste, measuring equipment and means for receiving and transmitting information.

Вышеописанные примеры осуществления изобретения основываются на выборе конкретных конструкционных материалов, размеров и расположения тепловыделяющих элементов и массового содержания компонентов состава, заполняющего герметичные оболочки тепловыделяющих элементов. В то же время представленное описание примеров осуществления изобретения не исключает возможности достижения технических результатов в других частных случаях реализации радиоизотопного устройства в том виде, как оно охарактеризовано в независимом пункте формулы изобретения. Так, в частности, в зависимости от конкретных технических требований, предъявляемых к радиоизотопному устройству, включая требования по скорости погружения, и условий эксплуатации устройства могут использоваться иные, по сравнению с описанными выше, конструкционные материалы, выбираться иные размеры и расположение тепловыделяющих элементов, а также массовое содержание компонентов состава, заполняющего герметичные оболочки. Тепловыделяющие элементы могут размещаться не только вдоль плоской поверхности, но вдоль сложной поверхности, имеющей, например, выпуклую в направлении погружения форму.The above-described embodiments of the invention are based on the selection of specific structural materials, sizes and locations of the fuel elements and the mass content of the components of the composition filling the sealed shells of the fuel elements. At the same time, the presented description of embodiments of the invention does not exclude the possibility of achieving technical results in other particular cases of the implementation of the radioisotope device as described in the independent claim. So, in particular, depending on the specific technical requirements for a radioisotope device, including the requirements for immersion speed, and the operating conditions of the device, structural materials other than those described above may be used, other sizes and locations of the fuel elements to be selected, as well as the mass content of the components of the composition filling the sealed enclosures. The fuel elements can be placed not only along a flat surface, but along a complex surface having, for example, a convex shape in the direction of immersion.

Перечисленные выше преимущества радиоизотопного устройства, предназначенного для погружения в земной коре, предопределяют возможность его использования для захоронения широкого спектра РАО и проведения исследований глубинных слоев коры планет.The above advantages of a radioisotope device intended for immersion in the earth's crust predetermine the possibility of its use for the disposal of a wide range of radioactive waste and the study of the deep layers of the planetary crust.

Claims

1. A radioisotope device for immersion in geological formations of the earth's crust containing heat-generating and connecting elements forming a single-layer axisymmetric heat-generating structure, height H of the heat-generating structure and its maximum size D in a plane perpendicular to the axis of symmetry of the heat-generating structure, are selected from the condition: D> 4H, fuel elements have a spherical shape, are interconnected by connecting elements made of refractory material, and are located with gaps forming rotochnye channels between the upper and lower surfaces of the heat-generating structure, each fuel rod comprises a sealed casing made of refractory material and the filled composition containing isotope ⁶⁰ Co, the thickness δ hermetic shell and the diameter d _P containment cavity filled with a composition containing an isotope ⁶⁰ Co, selected from the conditions: δ <0.5 · (µ _O ) ^-1 , d _P / 2 <0.5 · (µ _T ) ^-1 , where µ _O and µ _T are the linear attenuation coefficients of gamma radiation in the material shell and in the composition filling the hermetic shell heat dividing element.

2. The device according to p. 1, characterized in that the composition filling the sealed shell of the fuel element contains radionuclides to be buried.

3. The device according to claim 2, characterized in that the chemical compounds or mixtures of chemical compounds containing at least one of the following isotopes: ⁹⁰ Sr, ¹³⁷ Cs, ²³⁸ Pu, ²⁴¹ Am, ²⁴⁴ Cm are selected as the radionuclide to be buried.

4. The device according to claim 2, characterized in that the radionuclides to be buried are used in the form of a chemical compound or a mixture of chemical compounds containing at least one long-lived radionuclide.

5. The device according to claim 4, characterized in that a long-lived isotope of transuranic elements is selected as a long-lived radionuclide.

6. The device according to claim 4, characterized in that an isotope from the following series is selected as a long-lived radionuclide: ¹⁵¹ Sm, ⁹⁹ Tc, ^121m Sn, ⁹³ Zr, ¹²⁶ Sn, ⁷⁹ Se, ¹³⁵ Cs, ¹⁰⁷ Pd, ¹²⁹ I, ¹⁶⁶ Ho, ¹⁰⁸ Ag, ¹⁵⁸ Tb, ⁹⁴ Nb.

7. The device according to claim 1, characterized in that the composition filling the sealed shell of the fuel element contains a heat-conducting filler.

8. The device according to claim 7, characterized in that metals or metal alloys selected from the following series are used as the heat-conducting filler: Pb, Al, Na, Hg, Zn, Sn, Bi.

9. The device according to claim 7, characterized in that metal fluorides selected from the following series are used as a heat-conducting filler: Na, Ka, Li or a mixture of fluorides of the above metals.

10. The device according to p. 1, characterized in that the thickness δ of the sealed shell of the fuel elements is selected in the range from 3 to 6 mm

11. The device according to claim 1, characterized in that the diameter d _{P of the} cavity of the sealed shell of the fuel elements is selected in the range from 4 to 14 mm

12. The device according to p. 1, characterized in that the distance L between the surfaces of the adjacent fuel elements is selected in the range from 10 to 80 mm.

13. The device according to p. 1, characterized in that the fuel elements are located along one flat surface.

14. The device according to p. 1, characterized in that it contains at least one container connected to the fuel structure from the side of its upper surface.

15. The device according to p. 14, characterized in that the container is equipped with a sealed shell filled with radionuclides to be disposed of.

16. The device according to p. 14, characterized in that the container is equipped with a sealed protective case in which the measuring equipment and means for receiving and transmitting information are located.