RU2689399C1 - Neutron multiplier - Google Patents
Neutron multiplier Download PDFInfo
- Publication number
- RU2689399C1 RU2689399C1 RU2018122238A RU2018122238A RU2689399C1 RU 2689399 C1 RU2689399 C1 RU 2689399C1 RU 2018122238 A RU2018122238 A RU 2018122238A RU 2018122238 A RU2018122238 A RU 2018122238A RU 2689399 C1 RU2689399 C1 RU 2689399C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- neutron
- compartment
- section
- output
- wall
- Prior art date
Links
- 230000004907 flux Effects 0.000 claims abstract description 62
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 62
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 40
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 21
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 claims description 14
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 claims description 14
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 14
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 13
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 claims description 11
- 239000010439 graphite Substances 0.000 claims description 11
- -1 polyethylene Polymers 0.000 claims description 9
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims description 8
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 claims description 8
- 239000004698 Polyethylene Substances 0.000 claims description 7
- 229920000573 polyethylene Polymers 0.000 claims description 7
- 229920000642 polymer Polymers 0.000 claims description 7
- WMFOQBRAJBCJND-UHFFFAOYSA-M Lithium hydroxide Chemical compound [Li+].[OH-] WMFOQBRAJBCJND-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims description 6
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims description 6
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims description 6
- 210000002569 neuron Anatomy 0.000 claims description 5
- 239000002131 composite material Substances 0.000 claims description 4
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims description 4
- 239000012456 homogeneous solution Substances 0.000 claims description 4
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 150000001335 aliphatic alkanes Chemical class 0.000 claims description 3
- 229910052790 beryllium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N beryllium atom Chemical compound [Be] ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 229910052793 cadmium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N cadmium atom Chemical compound [Cd] BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 239000012188 paraffin wax Substances 0.000 claims description 3
- 230000001902 propagating effect Effects 0.000 claims description 3
- 239000000725 suspension Substances 0.000 claims description 3
- 150000001298 alcohols Chemical class 0.000 claims description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 claims description 2
- 230000012447 hatching Effects 0.000 claims description 2
- 239000003960 organic solvent Substances 0.000 claims description 2
- 229920000151 polyglycol Polymers 0.000 claims description 2
- 239000010695 polyglycol Substances 0.000 claims description 2
- 229910052761 rare earth metal Inorganic materials 0.000 claims description 2
- JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N h2o hydrate Chemical group O.O JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- 230000005658 nuclear physics Effects 0.000 abstract description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 2
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 40
- 238000009395 breeding Methods 0.000 description 11
- 230000001488 breeding effect Effects 0.000 description 11
- 230000003197 catalytic effect Effects 0.000 description 10
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 9
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 9
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 8
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 8
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 6
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 5
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 4
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 3
- BASFCYQUMIYNBI-UHFFFAOYSA-N platinum Chemical compound [Pt] BASFCYQUMIYNBI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 3
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 3
- CSCPPACGZOOCGX-UHFFFAOYSA-N Acetone Chemical compound CC(C)=O CSCPPACGZOOCGX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 2
- 241000826860 Trapezium Species 0.000 description 2
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000002159 abnormal effect Effects 0.000 description 2
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 2
- 239000004567 concrete Substances 0.000 description 2
- 239000001307 helium Substances 0.000 description 2
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 description 2
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000002427 irreversible effect Effects 0.000 description 2
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 2
- 150000001247 metal acetylides Chemical class 0.000 description 2
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 2
- 238000013021 overheating Methods 0.000 description 2
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000002441 reversible effect Effects 0.000 description 2
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 description 2
- XYWIPYBIIRTJMM-IBGZPJMESA-N 4-[[(2S)-2-[4-[5-chloro-2-[4-(trifluoromethyl)triazol-1-yl]phenyl]-5-methoxy-2-oxopyridin-1-yl]butanoyl]amino]-2-fluorobenzamide Chemical compound CC[C@H](N1C=C(OC)C(=CC1=O)C1=C(C=CC(Cl)=C1)N1C=C(N=N1)C(F)(F)F)C(=O)NC1=CC(F)=C(C=C1)C(N)=O XYWIPYBIIRTJMM-IBGZPJMESA-N 0.000 description 1
- ZOXJGFHDIHLPTG-BJUDXGSMSA-N Boron-10 Chemical compound [10B] ZOXJGFHDIHLPTG-BJUDXGSMSA-N 0.000 description 1
- 229910001018 Cast iron Inorganic materials 0.000 description 1
- LFQSCWFLJHTTHZ-UHFFFAOYSA-N Ethanol Chemical compound CCO LFQSCWFLJHTTHZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229920002367 Polyisobutene Polymers 0.000 description 1
- 239000004743 Polypropylene Substances 0.000 description 1
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 1
- 230000009471 action Effects 0.000 description 1
- 239000011149 active material Substances 0.000 description 1
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 1
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 description 1
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 1
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 1
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000011230 binding agent Substances 0.000 description 1
- 229910021538 borax Inorganic materials 0.000 description 1
- KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N boric acid Chemical compound OB(O)O KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000004327 boric acid Substances 0.000 description 1
- 239000003054 catalyst Substances 0.000 description 1
- 239000004568 cement Substances 0.000 description 1
- 239000003245 coal Substances 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 description 1
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 1
- 239000006185 dispersion Substances 0.000 description 1
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 239000002360 explosive Substances 0.000 description 1
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 1
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 1
- 239000003517 fume Substances 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000007654 immersion Methods 0.000 description 1
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 1
- 239000003112 inhibitor Substances 0.000 description 1
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 1
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 1
- 230000005865 ionizing radiation Effects 0.000 description 1
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 229910052754 neon Inorganic materials 0.000 description 1
- GKAOGPIIYCISHV-UHFFFAOYSA-N neon atom Chemical compound [Ne] GKAOGPIIYCISHV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000001537 neural effect Effects 0.000 description 1
- 238000001683 neutron diffraction Methods 0.000 description 1
- 229910052756 noble gas Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000002835 noble gases Chemical class 0.000 description 1
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 1
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052697 platinum Inorganic materials 0.000 description 1
- 231100000572 poisoning Toxicity 0.000 description 1
- 230000000607 poisoning effect Effects 0.000 description 1
- 229920001155 polypropylene Polymers 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 238000003608 radiolysis reaction Methods 0.000 description 1
- 239000004328 sodium tetraborate Substances 0.000 description 1
- 235000010339 sodium tetraborate Nutrition 0.000 description 1
- 239000002904 solvent Substances 0.000 description 1
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 description 1
- 230000002269 spontaneous effect Effects 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000013077 target material Substances 0.000 description 1
- 238000002560 therapeutic procedure Methods 0.000 description 1
- 230000009466 transformation Effects 0.000 description 1
- 238000010977 unit operation Methods 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/24—Homogeneous reactors, i.e. in which the fuel and moderator present an effectively homogeneous medium to the neutrons
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Particle Accelerators (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области ядерной физики, в частности к умножителям нейтронов, которые могут быть использованы в ядерных установках различного назначения. The invention relates to the field of nuclear physics, in particular to neutron multipliers that can be used in nuclear facilities for various purposes.
Для ряда практических приложений, например, нейтронографических исследований, активации материалов, медицинских приложений нейтронозахватной терапии, необходимы интенсивные нейтронные потоки. В настоящее время подобные потоки генерируются импульсными нейтронными трубками, ускорителями различной конструкции, отводятся из действующего атомного реактора, либо получаются на устройствах, кратковременно формирующих сверхкритические сборки делящихся материалов. Описанные приёмы имеют свои недостатки: нейтронные трубки имеют ограниченный и сравнительно небольшой ресурс работы, ускорители и атомные реакторы любого типа и мощности весьма дороги в изготовлении и эксплуатации. В связи с этим практический интерес представляют конструкции, обеспечивающие постоянный поток нейтронов требуемой интенсивности. For a number of practical applications, for example, neutron diffraction studies, activation of materials, medical applications of neutron capture therapy, intensive neutron fluxes are necessary. At present, such flows are generated by pulsed neutron tubes, accelerators of various designs, removed from the operating atomic reactor, or obtained on devices that briefly form supercritical assemblies of fissile materials. The described techniques have their drawbacks: neutron tubes have a limited and relatively small life, accelerators and atomic reactors of any type and power are very expensive to manufacture and operate. In this connection, structures providing a constant neutron flux of the required intensity are of practical interest.
Известно техническое решение, реализованное в конструкции умножителей нейтронов, раскрытое в пат. РФ2178209 С2, опубл. 10.01.2002, обеспечивающей размножение нейтронов в подкритических условиях, содержащей камеру (10), топливно-замедляющий узел (13) с мишенью (14) в средней части узла, в котором выполнено отверстие для потока нейтронов к мишени; для предотвращения утечки нейтронов из умножителя через трубку (4) предусмотрен коллиматор (5). Материал мишени проницаем для нейтронов малой энергии, которые рассеяны в обратном направлении от замедлителя и топлива. Результирующий поток нейтронов выводится через выходной канал (15). Выполнение умножителя нейтронов с такой структурой имеет ограничение по критичности ввиду относительно малых значений k (k<1) и, значит, по реактивности, ввиду обеспечения только подкритических условий, что ограничивает получения в умножителе потоков нейтронов с большим уровнем интенсивности. Known technical solution implemented in the construction of neutron multipliers, disclosed in US Pat. RF2178209 C2, publ. 01/10/2002, providing neutron multiplication under subcritical conditions, containing a chamber (10), a fuel-moderating unit (13) with a target (14) in the middle part of the unit, in which a hole is made for the flow of neutrons to the target; A collimator (5) is provided to prevent neutron leakage from the multiplier through the tube (4). The target material is permeable to low-energy neutrons, which are scattered in the opposite direction from the moderator and fuel. The resulting neutron flux is output through the output channel (15). The execution of a neutron multiplier with such a structure is limited by criticality due to relatively small values of k (k <1) and, therefore, by reactivity, due to the provision of only subcritical conditions, which limits the receipt of neutron fluxes with a high level of intensity in the multiplier.
Получение потоков нейтронов с большим уровнем интенсивности может быть реализовано с использованием подкритических систем на основе многокаскадных умножителей. Из пат. РФ2261485 С2, опубл. 27.09.2005, известно техническое решение, относящееся к подкритическому многокаскадному умножителю нейтронов, содержащему несколько примыкающих друг к другу каскадов умножения. Каскады умножения состоят из примыкающих друг к другу соосно разнотолщинных дисков. Диски выполнены из активного материала, замедлителей нейтронов двух типов и поглотителя нейтронов. Они чередуются в каскаде таким образом, что создается однонаправленное прохождение нейтронов и их умножение. Технический результат – обеспечение большого коэффициента умножения нейтронов. Быстрые нейтроны последовательно проходят поглотитель, два замедлителя, в которых сбрасывают свою энергию, замедляются до тепловых энергий и подходят к активному слою. В активном слое тепловые нейтроны поглощаются, вызывая деление урана-235, размножаются в нем, компенсируя все потери нейтронов на поглощение и рассеяние по пути от источника до урана. Поглотитель выполнен из материала бор-10. Первый замедлитель может быть выполнен из полиэтилена или воды, второй замедлитель выполнен из бериллия. Активный слой выполнен из урана-235 90% обогащения. Группа из поглотителя и двух замедлителей не дают возможности обратного движения тепловых нейтронов в предыдущий каскад. Выполнение умножителей нейтронов по такой схеме позволяет решить задачу повышения уровня интенсивности потока нейронов, но приводит к увеличению габаритов умножителя, что ограничивает сферу его применения. Кроме того, устройство содержит большое количество высокообогащённого урана (более нескольких критических масс при компактном размещении) и потенциально опасно при разрушении. Receiving neutron fluxes with a high level of intensity can be implemented using subcritical systems based on multi-stage multipliers. From pat. RF2261485 C2, publ. 09/27/2005, a technical solution is known relating to a subcritical multi-stage neutron multiplier containing several adjacent multiplication cascades. Multiplication cascades consist of adjacent coaxially different-thickness discs. The disks are made of active material, two types of neutron moderators and a neutron absorber. They alternate in a cascade in such a way that a unidirectional passage of neutrons and their multiplication is created. The technical result is to provide a large multiplication factor of neutrons. Fast neutrons consistently pass the absorber, two moderators, in which they dump their energy, slow down to thermal energies and approach the active layer. In the active layer, thermal neutrons are absorbed, causing the fission of uranium-235, multiply in it, compensating for all neutron losses due to absorption and scattering along the path from the source to uranium. The absorber is made of boron-10 material. The first moderator can be made of polyethylene or water, the second moderator is made of beryllium. The active layer is made of uranium-235 90% enrichment. The group of the absorber and the two moderators do not allow the reverse movement of thermal neutrons to the previous cascade. The implementation of neutron multipliers according to this scheme allows to solve the problem of increasing the level of intensity of the neuron flux, but leads to an increase in the multiplier dimensions, which limits its scope. In addition, the device contains a large amount of highly enriched uranium (more than a few critical masses in a compact arrangement) and is potentially dangerous when destroyed.
Задачей настоящего изобретения является разработка умножителя нейтронов, обеспечивающего постоянный высокоинтенсивный поток нейтронов без существенного роста его габаритов и количества используемого топлива. The present invention is to develop a neutron multiplier that provides a constant high-intensity neutron flux without a significant increase in its size and amount of fuel used.
Техническим результатом является повышение интенсивности потока нейтронов, обеспечиваемой наличием сверхкритических зон размножения на тепловых нейтронах при общем количестве делящегося материала менее критической массы. The technical result is to increase the intensity of the neutron flux, provided by the presence of supercritical propagation zones on thermal neutrons with a total amount of fissile material less critical mass.
Указанный технический результат обеспечивается устройством умножителя нейтронов, содержащим This technical result is provided by the device neutron multiplier containing
помещенные в систему биологической защиты блок размножения нейтронов с каналом подачи нейтронов от внешнего источника к активной зоне блока размножения нейтронов, и блок вывода усиленного потока нейтронов, в котором a neutron multiplication unit placed in the biological protection system with a neutron feed channel from an external source to the core of the neutron multiplication unit, and an enhanced neutron output unit, in which
блок размножения быстрых нейтронов включает в себя помещенные в герметизированный контейнер секцию размножения нейтронов и секцию вывода нейтронов, сообщающуюся с блоком вывода нейронов, причём the fast neutron multiplication unit includes neutron multiplication section placed in a sealed container and the neutron output section communicating with the neuron output unit, and
секция размножения нейтронов, окруженная слоем отражателя, выполнена в виде полого тела вращения, образованного the neutron multiplication section, surrounded by a layer of reflector, is made in the form of a hollow body of revolution, formed
боковой стенкой, являющейся частью поверхности тора, side wall, which is part of the surface of the torus,
коническими верхней и нижней стенками, примыкающими к верхней и нижней кромкам боковой стенки, являющимися поверхностями усеченных конусов, с равными образующими, малые основания которых обращены навстречу друг другу, и conical upper and lower walls adjacent to the upper and lower edges of the side wall, which are the surfaces of truncated cones, with equal generators, whose small bases are facing towards each other, and
нижней круговой стенкой, примыкающей к верхней кромке нижней конической стенки, и кольцевой стенкой, примыкающей к нижней кромке верхней конической стенки, располагающихся друг относительно друга с пространственным зазором, причём the lower circular wall adjacent to the upper edge of the lower conical wall, and the annular wall adjacent to the lower edge of the upper conical wall, located relative to each other with a spatial gap, and
часть секции размножения нейтронов, ограниченная боковой стенкой и коническими верхней и нижней стенками, является отсеком активной зоны с топливным раствором в виде делящегося изотопа или смеси делящихся изотопов в замедлителе, а часть этой секции, ограниченная упомянутыми кольцевой и круговой стенками, является отсеком выхода нейтронов из отсека активной зоны, The part of the neutron multiplication section, bounded by the side wall and the conical upper and lower walls, is the compartment of the core with the fuel solution in the form of a fissile isotope or mixture of fissile isotopes in the moderator, and the part of this section bounded by the annular and circular walls is the neutron exit section from core compartment,
секция вывода нейтронов размещена в упомянутом отсеке выхода нейтронов соосно секции размножения нейтронов между упомянутыми нижней круговой стенкой и верхней кольцевой стенкой отсека выхода нейтронов, ограниченная конической стенкой, являющейся поверхностью усеченного конуса, окружностью большего основания которого является окружность отверстия верхней кольцевой стенки отсека выхода нейтронов, The neutron output section is located in said neutron exit compartment coaxially with the neutron multiplication section between said lower circular wall and the upper annular wall of the neutron exit compartment bounded by a conical wall, which is the surface of a truncated cone whose circumference of the larger base is the circumference of the opening of the upper annular wall of the neutron exit compartment,
при этом геометрические параметры упомянутых секций определены на основе средней длины ln пробега термализации нейтрона в соответствующей загруженной активной среде, так, что herewith, the geometric parameters of the mentioned sections are determined on the basis of the average length ln of the neutron thermalization in the corresponding loaded active medium, so that
длина образующей упомянутых конических стенок с углом наклона 50-55° равна ln, the length of the generatrix of the mentioned conic walls with a slope of 50-55 ° is equal to ln
длина отсека активной среды по средней линии секции, лежащей в плоскости экватора торовой поверхности боковой стенки, больше ln, the length of the active medium compartment along the centerline of the section lying in the equatorial plane of the torus surface of the side wall is greater than ln,
диаметр упомянутой нижней круговой стенки равен 2,5ln, the diameter of the said lower circular wall is 2.5 ln,
диаметр окружности отверстия верхней кольцевой стенки равен 2,0ln, the diameter of the hole of the upper annular wall is equal to 2.0 ln,
высота пространственного зазора между нижней круговой и верхней кольцевой стенками составляет 0,5ln, а угол наклона образующей конической стенки отсека вывода нейтронов составляет 45°, the height of the spatial gap between the lower circular and upper annular walls is 0.5 ln, and the angle of inclination of the generatrix of the conical wall of the neutron hatching compartment is 45 °,
блок вывода усиленного потока нейтронов включает в себя нейтронную трубку, сообщающуюся с отверстием отсека вывода нейтронов секции размножения нейтронов, и анизотропный фильтр, закрывающий нейтронную трубку у её выходного сечения. The enhanced neutron output unit includes a neutron tube connected to the neutron output compartment hole of the neutron multiplication section, and an anisotropic filter that closes the neutron tube at its output section.
Размножающей средой активной зоны является топливный раствор в виде делящегося изотопа или смеси делящихся изотопов в форме гомогенного раствора в замедлителе, причём делящийся изотоп, выбран из группы, включающей в себя 239Pu и 235U, при этом общее количество делящегося изотопа в умножителе менее критического. Наиболее предпочтительным замедлителем/растворителем является вода. The propagating medium of the active zone is a fuel solution in the form of a fissile isotope or a mixture of fissile isotopes in the form of a homogeneous solution in a moderator, and the fissile isotope is selected from the group comprising 239 Pu and 235 U, while the total number of fissile isotope in the multiplier is less critical. The most preferred inhibitor / solvent is water.
Для компенсации потери реактивности в зоне размножения нейтронов путём возврата части нейтронного потока, направленного к секции вывода усиленного потока нейтронов умножитель дополнительно содержит группу выдвижных отражателей в герметичных цилиндрах, установленных в отсеке выхода нейтронов между отсеком активной зоны и секцией вывода усиленного потока нейтронов в нейтронную трубку. To compensate for the loss of reactivity in the neutron multiplication zone by returning part of the neutron flux directed to the enhanced neutron output section, the multiplier further comprises a group of retractable reflectors in sealed cylinders installed in the neutron output compartment between the core compartment and the enhanced neutron output section.
Для обеспечения поддержания постоянства состава и температуры топливного раствора в зонах размножения и истечения нейтронов могут быть установлены системы охлаждения и блоки конверсии гремучего газа, а также система аварийного сброса топлива. To ensure the maintenance of the constancy of the composition and temperature of the fuel solution in the areas of multiplication and outflow of neutrons, cooling systems and fume conversion units, as well as an emergency fuel discharge system, can be installed.
Остальные признаки настоящего изобретения будут понятны из последующего подробного описания изобретения. The remaining features of the present invention will be understood from the subsequent detailed description of the invention.
Изобретение поясняется чертежами, на которых одинаковые элементы и части умножителя нейтронов обозначены одними и теми же ссылочными позициями. The invention is illustrated by drawings, in which identical elements and parts of the neutron multiplier are indicated by the same reference numerals.
фиг. 1 – схематический вид умножителя нейтронов, FIG. 1 is a schematic view of a neutron multiplier,
фиг. 2 – фронтальное сечение блока размножения (быстрых) нейтронов, FIG. 2 - frontal section of the reproduction unit (fast) neutrons,
фиг. 3a – структура и геометрия образующей поверхности секции размножения нейтронов; FIG. 3a - the structure and geometry of the generatrix of the surface of the neutron multiplication section;
фиг. 3b – фронтальный разрез секции размножения нейтронов, показывающий поверхности секции размножения; FIG. 3b is a frontal section of the neutron multiplication section, showing the surfaces of the multiplication section;
фиг. 4a – схематический вид сечения секции размножения нейтронов, на котором показаны геометрические параметры секции и зоны размножения нейтронов в отсеке активной зоны; FIG. 4a is a schematic sectional view of the neutron multiplication section, which shows the geometrical parameters of the section and the neutron multiplication zone in the core compartment;
фиг. 4b – разрез по линии А-А секции размножения нейтронов на фиг. 4a; FIG. 4b shows a section along the line A-A of the neutron multiplication section in FIG. 4a;
фиг. 5 – схематический вид сечения блока размножения с топливной вставкой в нейтронной трубке; FIG. 5 is a schematic sectional view of a breeding unit with a fuel insert in a neutron tube;
фиг. 6 – схематический вид сечения блока размножения с топливной вставкой на выходе отсек вывода усиленного потока нейтронов. FIG. 6 is a schematic sectional view of the breeding unit with the fuel insert at the output of the output section of the enhanced neutron flux.
Устройство умножителя нейтронов, схема которого показана на фиг. 1 содержит блок 1 размножения быстрых нейтронов с каналом 7 подвода нейтронов от внешнего источника к активной зоне блока размножения и блок 2 вывода усиленного потока быстрых нейтронов, которые окружены средством 6 биологической защиты. A neutron multiplier device whose circuit is shown in FIG. 1 contains a fast neutron multiplication unit 1 with a
Секция вывода усиленного потока нейтронов включает в себя нейтронную трубку 4 и анизотропный фильтр 5. Блок размножения быстрых нейтронов с нейтронной трубкой 4 размещён в герметизированном контейнере 3. Поток быстрых нейтронов выводится по нейтронной трубке 4 через анизотропный фильтр 5 к потребителю усиленного потока нейтронов. The output section of the enhanced neutron flux includes a
Блок 1 размножения быстрых нейтронов, схема которого показана на фиг. 2, содержит секцию 8a размножения быстрых нейтронов с отсеком 8b выхода нейтронов и секцию 9 истечения усиленного потока нейтронов, размещенную в отсеке 8b выхода нейтронов. The fast neutron multiplication unit 1, whose circuit is shown in FIG. 2, contains a fast
Секция 8 размножения нейтронов выполнена в форме полого тела вращения, стенки которого формируют поверхность со сложным (комбинированным) профилем поперечного сечения секции. По существу поверхность секции 7 размножения нейтронов является результатом вращением вокруг вертикальной оси Op-Op данной секции образующей незамкнутого профиля, соответствующей профилю поперечного сечения этой секции до её оси Op-Op. Как показано на фиг. 3a, образующая поверхности секции размножения сформирована дугой 8c окружности, концы которой переходят в прямолинейные отрезки 8c1 и 8c2 равной длины с наклоном под углом α к средней линии lp-lp образующей профиля, которые, в свою очередь переходят в горизонтальные отрезки 8c3 и 8c4 соответственно, и разделены зазором h при этом отрезок 8c4 проходит до оси вращения Op-Op и больше длины отрезка 8c3, свободный конец которого удален на расстояние lh от оси Op-Op секции. В целом, как видно на фиг. 3b, показывающей фронтальный разрез секции 8 размножения нейтронов с секцией 9 вывода усиленного потока, секция 8 размножителя нейтронов содержит боковую стенку Пт, являющейся частью поверхности тора с профилем дуги 8c и диаметром De = 2Rp экватора поверхности тора, конические стенки Пкон, являющимися поверхностями усеченных конусов с верхней и нижней сторон секции (с углом конуса β = 90 – α), малые основания которых обращены навстречу друг другу, нижнюю круговую стенку Пкр, и верхнюю кольцевую Пк стенку, с диаметром отверстия dh = 2lh или другой подходящей плоской геометрической фигурой. The
На фиг. 4a показано сечение по линии A-A, совпадающей со средней линией lp-lp секции, лежащей в экваториальной плоскости стенки секции размножения, образованной торовой поверхностью. FIG. 4a shows a section along the line A-A coinciding with the middle line lp-lp of the section lying in the equatorial plane of the wall of the breeding section formed by the torus surface.
Пространство секции 8, ограниченное боковой стенкой Пт, являющейся поверхностью тора, и коническим верхней и нижней стенками Пкон образует отсек 8а для заполнения размножающей средой 8f, далее упоминаемый как отсек активной зоны. В качестве размножающей среды является топливный раствор например, в виде делящегося изотопа или смеси делящихся изотопов в форме гомогенного раствора в замедлителе, в котором в качестве делящегося вещества используется изотоп или смесь изотопов, таких как изотопы из группы 239Pu, 235U и др. при этом общее количество делящегося изотопа менее критического. Отсек 8a активной зоны имеет длину L в плоскости экватора торовой поверхности боковой стенки. Отсек 8b выхода нейтронов из отсека 8a активной зоны обеспечивает выход нейтронов к секции 9f вывода усиленного потока нейтронов и представляет собой круговую полость с отверстием верхней кольцевой стенки Пк, к которому примыкает нейтронная трубка 4 секции вывода усиленного потока нейтронов, и сплошной нижней круговой стенкой, и разделён с отсеком активной зоны круговой боковой стенкой из металла. The space of
Отсек 8b представляет собой тело вращения, сечение образующей которого перпендикулярно оси вращения имеет форму прямоугольной трапецию со сторонами 0,25ln (верхнее основание трапеции), 0,75ln (нижнее основание трапеции), 0,5ln (боковая сторона трапеции, примыкающая к основаниям под прямым углом). Отсек изготовлен из малоактивируемой нержавеющей стали, либо циркония, либо иного сплава, имеющего высокую механическую прочность и малое сечение захвата нейтронов. Полость отсека заполнена гелием при давлении от 1 Па до 100 кПа.
Верхняя и нижняя стенки секции выхода нейтронов разделены пространством высотой равной упомянутому выше зазору h. = 0,5ln. The upper and lower walls of the neutron exit section are separated by a height equal to the above-mentioned gap h. = 0.5 ln.
Секция умножения нейтронов окружена слоем отражателя 10, выполненного из графита или других материалов, обеспечивающих альбедо нейтронного потока не менее 0.7. Толщина слоя отражателя не превышает 50 см. The neutron multiplication section is surrounded by a layer of a
Секция 9 вывода усиленного потока нейтронов размещена в центральной части отсека 8b вывода нейтронов из отсека 8a активной зоны между верхней кольцевой стенкой и нижней круговой стенкой отсека вывода нейтронов и выполнена в виде полого отсека 9a, ограниченного конической стенкой, являющейся поверхностью усеченного конуса, соосного секции размножения 8, и открытого с верхней стороны по окружности его большего основания с диаметром, равным диаметру dh отверстия верхней кольцевой стенки канала 8b выхода нейтронов. Полость отсека 9a секции 9 истечения нейтронов заполнена топливным раствором в виде делящегося изотопа или смеси делящихся изотопов в форме гомогенного раствора в замедлителе 9f. Основное назначение секции вывода усиленного потока нейтронов состоит в обеспечении максимально возможной утечки быстрых и полутепловых нейтронов.
Геометрия секции 8 размножения нейтронов и секции 9 истечения нейтронов определены на основе средней длины ln пробега термализации быстрого нейтрона для выбранного вида топливного раствора. The geometry of
Длина отрезков 8с1 и 8с2, соответствующих образующим конических стенок отсека 8a размножения нейтронов принимается равной длине ln пробега термализации нейтрона, длина L отсека 8a активной зоны секции размножения нейтронов по средней линии lp-lp, лежащей в плоскости экватора торовой поверхности боковой стенки Пт, больше ln, при этом угол α наклона образующей конической поверхности Пкон к средней линии lp-lp составляет 50-55°. Высота h отсека 8b выхода нейтронов из отсека активной зоны и секции 9 вывода нейтронов принимается равной 0,5ln. Размер отверстия в верхней стенке отсека 8b выхода нейтронов из отсека активной среды, равный диаметру окружности большего основания конической секции отсека 9a вывода усиленного потока нейтронов, принимается равным удвоенной величине средней длины пробега термализации нейтрона – 2ln, а ширина кольцевой поверхности верхней стенки отсека выхода нейтронов составляет 0,25ln. Угол наклона образующей конической стенки отсека 9a принят равным 45° и диаметр окружности меньшего основания конической стенки секции 9 вывода усиленного потока нейтронов будет равен ln для указанной выше высоте h отсека. The lengths of the 8c1 and 8c2 segments corresponding to the generators of the conical walls of the
При таких геометрических параметрах в отсеке 8a активной зоны секции размножения нейтронов, в которой присутствуют три области размножения: область 8-1 сверхкритического размножения нейтронов, область 8-2 критического размножения нейтронов и область 8-3 подкритического размножения нейтронов и обеспечивается общая реактивность области размножения нейтронов менее 1. Приходящий в зону 9f нейтрон, любой энергии, способен вызвать только однократный акт деления и размножения, но не развитую цепную реакцию. Секция 9 истечения усиленного потока нейтронов при указанной геометрии конического отсека 9a обеспечивает максимальную утечку образовавшихся в ней быстрых нейтронов в пассивном режиме. With such geometrical parameters in the
Длина ln среднего пробега термализации быстрого нейтрона зависит от материала замедлителя, применяемого в соединении делящегося вещества с замедлителем. В качестве примера, ниже приведены возможные значения ln среднего пробега термализации и их оптимальные значения, которые могут приниматься при расчёте геометрии блока размножения нейтронов, для трёх видов материала замедлителя, используемых в топливных растворах. The length ln of the mean path of thermalization of a fast neutron depends on the material of the moderator used in combining the fissile material with the moderator. As an example, below are the possible ln values of the average thermalization range and their optimal values, which can be taken into account when calculating the geometry of the neutron multiplication unit, for three types of moderator material used in fuel solutions.
замедлителяMaterial
retarder
среднего пробега
ln, смInterval
average run
ln cm
средний пробег
ln, смOptimal
average mileage
ln cm
Образованный таким образом блок размножения нейтронов представляет собой сверхкритический генератор геометрического типа, содержащий минимум одну зону сверхкритического размножения на тепловых нейтронах и содержащий общее количество делящегося материала менее критической массы. The neutron multiplication unit formed in this way is a supercritical generator of the geometric type, containing at least one supercritical propagation zone on thermal neutrons and containing the total amount of fissile material less than the critical mass.
Блок размножения использует внешний источник нейтронов, поток которых поступает по каналу 7 подачи нейтронов от внешнего источника в отсек 8a активной зоны с топливным раствором в виде делящегося материала в замедлителе, запуская цикл умножения нейтронов. The breeding unit uses an external source of neutrons, the flow of which enters through
В отсеке 8b выхода нейтронов между отсеком 8a активной среды и секцией 9 истечения нейтронов в нейтронную трубку 4 размещены вставки 17 прерывания нейтронного потока. Вставки 17 прерывания нейтронного потока могут быть выполнены в виде выдвижных отражателей, помещённых в герметичные цилиндры из слабоактивируемой стали или циркония. Выдвижные отражатели изготовлены из графита, бериллия или их соединений и смесей. Цилиндр может быть выполнен диаметром 1-5 см, глубина погружения/выдвижения равна толщине вставки прерывания нейтронного потока. Выдвижные отражатели осуществляют возврат части нейтронного потока в область размножения отсека активной среды для компенсирования потери реактивности по мере выгорания топлива. Количество цилиндров может быть от 6 до 30 штук, каждый снабжён независимым приводом перемещения. На фиг. 4b, в качестве примера, показаны вставки 17 прерывания нейронного потока из восьми выдвижных отражателей, расположенных по периметру зоны 8b. По мере потери реактивности в области 8а размножения нейтронов выдвижные отражатели выдвигаются из гнёзд и обеспечивают возврат части нейтронного потока, направленного к секции вывода усиленного потока нейтронов. In the
Образующие при работе блока высокоэнергетические излучения вызывают радиолиз воды при их прохождении в водных растворах (соединений топливных изотопов), приводя к распаду воды на водород и кислород и появлению гремучего газа. Для предотвращения накопления гремучего газа отсек 8a секция размножения и отсек 9a секции вывода нейтронов оборудованы каталитическими блоками 12 и 14 конверсии гремучего газа, осуществляющей каталитическую конверсию гремучего газа обратно в воду на катализаторах группы платиновых металлов. Каталитический блок 12 установлен в зоне верхней кромки торовой поверхности боковой стенки отсека 8a активной среды секции 8 размножения, а каталитический блок 14 установлен на крышке отсека 9a. Каталитический блок 12 отсека активной среды может быть выполнен в виде кольца толщиной 1 см и высотой 3 см, а каталитический блок 14 может быть выполнен в виде кольца толщиной 1 см и высотой 3 см и диаметром 30-50 см. The high-energy radiations that form the unit during operation cause radiolysis of water as they pass through aqueous solutions (fuel isotope compounds), leading to the decomposition of water into hydrogen and oxygen and the appearance of explosive gas. To prevent accumulation of detonating gas, the
Каталитический блок заполнен активированным углём, покрытым платиной в концентрации 0,1% от массы угля. Кромка кольца каталитического блока 12, граничащая с кромкой торовой поверхности отсека 8a активной среды, и кромка кольца каталитического блока 14, граничащая с поверхностью истечения нейтронов отсека 9a выполнены перфорированными и пропускающими воду. Выделяющийся при работе установки гремучий газ диффундирует в зону каталитического блока, претерпевает там обратное превращение и в виде водяного конденсата возвращается обратно в топливный раствор в отсеке активной среды и топливный раствор в отсеке вывода усиленного потока нейтронов. Каталитический блок также дополнительно осуществляет сорбцию и удаление из зоны реакции отравляющих элементов группы радиоактивных благородных газов. The catalytic unit is filled with activated carbon coated with platinum in a concentration of 0.1% by weight of coal. The edge of the ring of the
Для обеспечения автоматического необратимого глушения установки в случае нештатного перегрева блок размножения может быть оборудован системой аварийного сброса топлива. To ensure automatic irreversible killing of the installation in case of abnormal overheating, the breeding unit can be equipped with an emergency fuel discharge system.
Система аварийного сброса топлива включает в себя трубку 15 аварийного сброса топлива, сообщающуюся с отсеком 8a активной среды размножения нейтронов, и ёмкость 16 аварийного слива топливного раствора. Трубка 15 аварийного сброса топлива может быть выполнена, например, из коррозионностойкой слабоактивируемой стали с внутренним диаметром 30-50 мм. Трубка 15 соединена с ёмкостью 16 аварийного слива топливного раствора, выполненного в виде герметичного сосуда, в котором находится сухая борная кислота или бура в количестве, достаточном для глубокой подкритичности топливного раствора при любых условиях и внешних воздействиях. The emergency fuel discharge system includes an emergency
Усиленный поток быстрых нейтронов выводится из секции вывода усиленного потока нейтронов через нейтронную трубку 4, закрытую у выходного сечения анизотропным фильтром 5. The amplified fast neutron flux is removed from the output section of the enhanced neutron flux through the
Нейтронная трубка 4 выполнена из слабоактивируемой стали или циркония; трубка вакуумирована, либо заполнена инертным газом, таким как гелий, неон или аргон, при давлении до 1 атмосферы. Принцип работы нейтронной трубки заключается в том, что попадающие в неё нейтроны не испытывают действия среды, так как трубка вакуумирована, и вследствие этого их свободный пробег определяется только их энергией. The
Анизотропный фильтр 5 предназначен для обеспечения односторонней проходимости нейтронов в направлении из устройства и должен отсекать возможный возвратный поток по нейтронной трубке. Анизотропный фильтр выполнен из слоя поглотителя тепловых нейтронов и слоя замедлителя.
Материалы слоя замедлителя могут быть жидкими либо твёрдыми, а также растворами, дисперсными системами и композитными материалами такие как, например, вода, тяжёлая вода, парафин и родственные алканы с высокой температурой кипения, полиэтилен и родственные ему полимеры (полипропилен, полиизобутилен), суспензии полимеров в воде, растворы гидроксида лития, спиртов и полигликолей в воде, растворы полимеров в органических растворителях. Слой замедлителя имеет толщину, достаточную для замедления до тепловых скоростей (0,025-0,04 эВ) нейтронов с начальной энергией до 1 МэВ. В случае использования полиэтилена, либо родственных ему алканов, полиалканов, и их растворов и смесей необходимая толщина слоя составляет 90-100 мм. Предпочтительно использование литого полиэтилена, либо дисперсии полиэтилена в парафине с толщиной слоя 5-10 см. The materials of the moderator layer can be liquid or solid, as well as solutions, disperse systems and composite materials such as, for example, water, heavy water, paraffin and related high-boiling alkanes, polyethylene and related polymers (polypropylene, polyisobutylene), suspensions of polymers in water, solutions of lithium hydroxide, alcohols and polyglycols in water, solutions of polymers in organic solvents. The moderator layer has a thickness sufficient to slow down to thermal velocities (0.025-0.04 eV) of neutrons with an initial energy up to 1 MeV. In the case of using polyethylene, or related alkanes, polyalkanes, and their solutions and mixtures, the required layer thickness is 90-100 mm. It is preferable to use cast polyethylene or dispersion of polyethylene in paraffin with a layer thickness of 5-10 cm.
Материалы слоя поглотителя (с большим сечением захвата тепловых нейтронов) могут быть жидкими или твёрдыми, а также композитами. такие как, например, элементарный бор, кадмий, редкоземельные элементы, а также их соединения, сплавы и композиты. Слой поглотителя имеет толщину, достаточную для поглощения потока 1014 нейтронов в секунду, т.е. суммарный поток по площади анизотропного фильтра. В случае использования металлического кадмия – это слой сплошного металла толщиной 20-25 мм, предпочтительнo, толщиной 10 мм. The materials of the absorber layer (with a large capture section of thermal neutrons) can be liquid or solid, as well as composites. such as, for example, elemental boron, cadmium, rare-earth elements, as well as their compounds, alloys and composites. The absorber layer has a thickness sufficient to absorb a flux of 10 14 neutrons per second, i.e. total flow area anisotropic filter. In the case of metallic cadmium is a layer of solid metal with a thickness of 20-25 mm, preferably, a thickness of 10 mm.
Анизотропный фильтр расположен на выходе быстрых нейтронов из нейтронной трубки 4, слой поглотителя которого обращен к секции вывода 9 усиленного потока нейтронов. Корпус анизотропного фильтра выполнен из слабоактивируемых конструкционных материалов: полимеров, слабоактивируемой стали и имеет прочность достаточную для предотвращения утечки компонентов слоёв замедлителя и поглотителя. Поток быстрых нейтронов (2-4 МэВ) из источника падает на слой поглотителя и проходит его, не теряя энергии и интегральной интенсивности потока. Далее он падает на слой замедлителя и проходит его, теряя энергию, но мало теряя общую интенсивность потока, покидая устройство. Поток возвратных нейтронов (отражённых, генерированных активацией материалов за слоем замедлителя) падает на слой замедлителя и проходит его, замедляясь до энергии 0,025-0,04 эВ. При этом дополнительно происходит его рассеивание, но общая интенсивность падает мало. Далее замедленные нейтроны полностью поглощаются слоем поглотителя. The anisotropic filter is located at the exit of fast neutrons from the
В слое замедлителя могут быть размещены каналы активного охлаждения, выполненными в виде энергонезависимых тепловых труб, с рабочим телом из ацетона, либо спирта. Слой поглотителя в виду его высокой теплопроводности при необходимости охлаждается за счёт отведения тепла за границы устройства теплопроводностью самого металла. In the layer of the moderator can be placed channels of active cooling, made in the form of non-volatile heat pipes, with a working fluid of acetone or alcohol. The absorber layer due to its high thermal conductivity, if necessary, is cooled due to the removal of heat beyond the device boundaries by the thermal conductivity of the metal itself.
Анизотропный фильтр нейтронов, обеспечивает ослабление потока только при падении с определённого направления. В случае облучения нейтронами с других направлений, отличных от направления экранирования, существенного ослабевания потока не происходит, хотя нейтроны частично рассеиваются и замедляются на материалах устройства. An anisotropic filter of neutrons, ensures the attenuation of the flow only when falling from a certain direction. In the case of neutron irradiation from other directions other than the shielding direction, there is no significant attenuation of the flux, although the neutrons are partially scattered and slowed down on the materials of the device.
Блок размножения нейтронов и блок вывода усиленного потока нейтронов помещены в систему биологической защиты. Биологическая защита монтируется на месте эксплуатации установки, в том числе из местных материалов и не является самостоятельным модулем умножителя нейтронов. The neutron multiplication unit and the enhanced neutron output unit are placed in the biological protection system. Biological protection is mounted on-site, including from local materials and is not an independent neutron multiplier module.
Биологическая защита выполнена из комплекса материалов, обладающих способностью поглощать ионизирующие излучения различных типов. Защита многослойная, первый слой выполнен из борированного полиэтилена, толщиной не менее 5 см (то 4 до 10 см) и содержанием элементарного бора (либо его соединений) не менее 4% (массовых) (диапазон 3-15%). Biological protection is made of a complex of materials that have the ability to absorb ionizing radiation of various types. The protection is multi-layered; the first layer is made of borated polyethylene, at least 5 cm thick (then 4 to 10 cm) and the content of elemental boron (or its compounds) is at least 4% (mass) (range 3-15%).
Назначение первого слоя – полное поглощение нейтронов, проходящих через слой отражателя. Второй слой выполнен из сверхтяжёлого бетона, плотностью не менее 3,5, а предпочтительнее 4,5-5,2; бетон готовится путём введения в состав цементного вяжущего дроблёной железной руды, чугунной дроби и иных плотных металлических или рудных материалов. Толщина слоя не менее 20 см, предпочтительно 40 см. Диапазон 20-100 см. Назначение второго слоя – поглощение (вторичного) рентгеновского излучения и гамма-излучения. The purpose of the first layer is the complete absorption of neutrons passing through the layer of the reflector. The second layer is made of super heavy concrete, with a density of at least 3.5, and preferably 4.5-5.2; Concrete is prepared by introducing into the composition of cement binder crushed iron ore, cast iron shot and other dense metal or ore materials. The thickness of the layer is at least 20 cm, preferably 40 cm. The range is 20-100 cm. The purpose of the second layer is absorption of (secondary) X-rays and gamma rays.
Работа умножителя нейтронов Neutron multiplier operation
Через канал 7 подвода нейтронов, например в виде вводной трубки, в отсек 8a активной зоны вводится поток нейтронов от внешнего источника. Нейтроны могут быть тепловыми, промежуточными, либо быстрыми, а сам поток как постоянным, так и импульсным. Through the
В отсеке активной зоны секции размножения нейтроны термализуются и поглощаются атомами топлива, растворённого в замедлителе (воде, тяжёлой воде, их смесях и суспензиях с графитом). При этом генерируются нейтроны второго поколения и идёт общее умножение интегрального нейтронного потока с коэффициентом умножения 2-2,8. Нейтроны второго поколения излучаются изотропно и через несколько актов деления распространяются по всему объёму секции размножения нейтронов. In the core section of the breeding section, neutrons are thermalized and absorbed by the fuel atoms dissolved in the moderator (water, heavy water, their mixtures and suspensions with graphite). At the same time, second-generation neutrons are generated and there is a general multiplication of the integral neutron flux with a multiplication factor of 2-2.8. The second-generation neutrons are emitted isotropically and, through several fission events, spread throughout the entire neutron multiplication section.
Поскольку геометрические размеры отсека 8a активной зоны секции размножения и параметры отражателя 10 подобраны таким образом, то область умножения отсека 8a активной зоны без внешней подпитки нейтронами из источника подкритична за счёт излучения значительной части нейтронов в зону секции 9 вывода усиленного потока нейтронов. Since the geometrical dimensions of the core 8a of the reproduction section core and the parameters of the
В отсеке 8a активной зоны умножения формируются область сверхкритического размножения, область критического размножения и область подкритического размножения. Общая реактивность системы менее 1. Область сверхкритического размножения имеет такое геометрическое расположение и размеры, что половина нейтронов, рождающихся в ней уходит в зону истечения и в итоге покидают установку. Оставшаяся часть нейтронов проходит через топливный раствор, термализуется и генерирует волну вторичных нейтронов в области подкритического размножения. Нейтроны, родившееся в области подкритического размножения, излучаются в область сверхкритического размножения, где термализуются, вызывают деление топлива и замыкают цикл работы умножителя, и в отражатель. Отражённые нейтроны термализуются преимущественно в области критического размножения, откуда в свою очередь излучаются в область истечения и в отражатель. Нейтроны, родившееся в области критического размножения, преимущественно не вызывают деления материала в области сверхкритического размножения, так как покидают её до достижения термализации. In
Нейтроны, попавшие в отсек выхода усиленного потока нейтронов вне зависимости от их начальной энергии, термализуются и вызывают акт деления топлива в зоне испускания. Нейтроны, родившиеся в зоне отсека выхода усиленного потока нейтронов покидают установку через нейтронную трубку 4, закрытую анизотропным фильтром 5. Neutrons trapped in the output compartment of an amplified neutron flux, regardless of their initial energy, are thermalized and cause the fission of the fuel in the emission zone. Neutrons born in the exit section of the enhanced neutron flux leave the installation through a
Геометрия отсека 9a вывода усиленного потока нейтронов и наличие вставок 17 прерывания нейтронного потока в отсеке выхода нейтронов обеспечивают поток нейтронов в активную зону отсека размножения нейронов меньший, чем поступает из неё в зону отсека выхода усиленного потока нейтронов. Это обусловливает общую подкритичность системы, так как в связи с увеличенной утечкой нейтронов реактивность системы снижается и становится менее 1. Системы с такой реактивностью являются подкритическими и неспособными к самопроизвольной цепной реакции. The geometry of the
Во вставках 17 могут быть установлены дополнительные выдвижные отражатели, увеличивающие возврат нейтронов в активную зону отсека 8a размножения и тем самым регулирующие степень её подкритичности по мере выгорания топлива. In the
Трубы 11 и 13 системы охлаждения, блоки 12 и 14 конверсии гремучего газа также система аварийного сброса топлива 15-16, когда они установлены поддерживают постоянство состава и температуру топливного раствора в активных зонах умножения и истечения усиленного потока нейтронов. Система аварийного сброса топлива обеспечивает автоматическое необратимое глушение умножителя нейтронов в случае нештатного перегрева, который по каким-либо причинам возник в нем.
В рамках описанного выше варианта исполнения умножителя нейтронов работа установки начинается с инжекции нейтронов через канал 7 подвода нейтронов от внешнего источника которая проходит в активную зону отсека 8a секции размножения и вызывает акт деления делящегося материала, например 235U, 239Pu и их смесей с концентрацией по элементу в диапазоне 1-100 г/л, предпочтительный диапазон 1-10 г/л; оптимальный диапазон составляет 3-5 г/л. После этого, вторичные нейтроны изотропно рассеиваются по объёму активной зоны отсека 8a, вызывая вторичный акт деления преимущественно в области подкритического размножения. Количество третичных нейтронов растёт в сравнении со вторичными, однако общая плотность потока падает. Третичные нейтроны из области подкритического размножения примерно на 55% уходят в сторону отражателя (и отражаются обратно с потерей 30% интенсивности) и примерно на 40% излучаются в сторону области сверхкритического размножения. Основная мощность воспроизведения и усиления нейтронного потока происходит в циркуляции нейтронов между областями сверхкритического размножения и подкритического размножения. Место расположения канала 7 подвода нейтронов от внешнего источника не важно, так как в любом случае введенный пучок придёт замедленным в центр активной зоны.In the framework of the above-described version of the neutron multiplier, the installation begins with the injection of neutrons through a
Нейтроны из области сверхкритического размножения (третичные) вызывают акт деления делящегося материала и 4-е поколение нейтронов на 50% уходит в отсек 9 вывода усиленного потока нейтронов, где генерирует 5-е поколение нейтронов, покидающее умножитель нейронов через систему нейтронной трубки 4 и анизотропного фильтра 5. Neutrons from the supercritical reproduction area (tertiary) cause the fissionable material fission event and the 4th generation of neutrons goes 50% into the
Для повышения интенсивности усиленного потока нейтронов умножитель нейтронов может быть снабжен топливной вставкой. Топливная вставка может быть установлена в отсеке вывода усиленного потока нейтронов или на выходе отсека вывода усиленного потока нейтронов, или в их сочетании. To increase the intensity of the enhanced neutron flux, the neutron multiplier can be equipped with a fuel insert. The fuel insert can be installed in the output compartment of the amplified neutron flux, or at the output of the output compartment of the amplified neutron flux, or in their combination.
На фиг. 5 показано сечение умножителя нейтронов, в котором топливная вставка 18 установлена в отсеке 9a вывода усиленного потока нейтронов. Топливная вставка 18 установлена вертикально по оси отсека 9a и изготовлена из металла или сплава, содержащего высокообогащённый делящийся элемент в количествах, сопоставимых с количеством элементов в топливном растворе зоны истечения усиленного потока нейтронов. FIG. 5 shows a cross section of a neutron multiplier in which the
В качестве материала топливной вставки 18 для данного варианта осуществления может быть использован металлический плутоний, либо компактные его соединения в форме: оксидов, карбидов, сплавов с иными металлами. Размеры топливной вставки, выполненной в виде цилиндра: диаметр 1-2 см, высота – 0,5 от средней длины ln пробега термализации и в зависимости от среды раствора топлива может выбираться из диапазонов 2-4 см, когда материалом среды раствора является лёгкая вода (Н2О), 3-8 см, когда материалом среды раствора – тяжёлая вода (D2О), и 8-11 см, когда материал среды раствора – графит; Предпочтительно в пределах каждого диапазона оптимальная высота соответственно упомянутым материалам среды раствора равна 3 см, 5,5 см, 9,5 см. As the material of the
При такой геометрии и структуре умножителя нейтронов 4-е поколение нейтронов, по сравнению с вышеприведенным вариантом осуществления на 50% уходит в зону секции 9 выпуска усиленного потока нейтронов, где генерирует 5-е поколение нейтронов, в среде топливного раствора и топливной (металлической) вставке 18, покидающее умножитель нейтронов через систему нейтронной трубки 4 и анизотропного фильтра 5. With this geometry and structure of the neutron multiplier, the 4th generation of neutrons, as compared with the above-mentioned embodiment, goes 50% into the zone of
В таком варианте осуществления выход нейтронов увеличивается на 5-20%, а время работы установки – на 1-3 месяца. In such an embodiment, the neutron yield is increased by 5-20%, and the unit operation time by 1-3 months.
На фиг. 6 показано сечение умножителя нейтронов, в котором топливная вставка 19 установлена на выходе отсека 9a вывода усиленного потока нейтронов. В таком варианте осуществления топливная вставка 19 располагается параллельно и соосно выходному отверстию отсека вывода усиленного потока нейтронов и выполнена из металлического плутония, либо компактных его соединений: оксидов, карбидов, сплавов с иными металлами. FIG. 6 shows a cross section of a neutron multiplier in which the
Топливная вставка 19 выполнена в виде диска с диаметром, равным средней длине пробега ln пробега термализации нейтрона и в зависимости от среды раствора топлива может выбираться из диапазонов 5-7 см при использовании в качестве материала среды раствора лёгкой воды (Н2О), 9-13 см при использовании в качестве материала среды раствора тяжёлой вода (D2О), и 17-21 см при использовании в качестве материала среды раствора графита. Предпочтительно в пределах каждого диапазона упомянутых материалов среды раствора оптимальный диаметр составляет соответственно 6 см, 5-11 см и 19 см. Толщина диска может быть принята в диапазоне 1-20 мм, предпочтительно 2-3мм. Расстояние от топливной вставки до поверхности топливного раствора зоны утечки составляет от 0.5 от средней длины ln пробега термализации нейтронов в среде раствора топлива, и в зависимости от материала замедлителя может выбираться из диапазонов 2-4 см, когда материал среды раствора – лёгкая вода (Н2О), 3-6 см, когда материал среды раствора – тяжёлая вода (D2О), и 7-11, когда материал среды раствора – графит; предпочтительно в пределах каждого диапазона упомянутых материалом среды раствора оптимальное расстояние составляет соответственно 3 см, 5,5 см и 9,5 см. The
В этом варианте осуществления по сравнению с предыдущим вариантом исполнения нейтроны из области сверхкритического размножения (третичные) вызывают акт деления делящегося материала и 4-е поколение нейтронов на 50% уходит в зону истечения 9, где генерирует 5-е поколение нейтронов, в среде топливного раствора и 6-е поколение нейтронов на топливной (металлической) вставке 19, покидающее установку через систему нейтронной трубки 4 и анизотропного фильтра 5. In this embodiment, compared with the previous version, the neutrons from the supercritical reproduction area (tertiary) cause the fissionable material fission event and the 4th generation of neutrons goes 50% into the
В таком варианте осуществления выход нейтронов увеличивается на 20-40% при относительно малом увеличении времени работы умножителя нейтронов. In this embodiment, the neutron yield is increased by 20-40% with a relatively small increase in the operating time of the neutron multiplier.
Описанный выше умножитель нейтронов и его отдельные варианты исполнения не ограничивают настоящее изобретение. Для специалистов в данной области техники могут быть понятны возможные модификации, изменения и усовершенствования, не выходящие рамки объема правовой охраны настоящего изобретения в соответствии с формулой изобретения. The neutron multiplier described above and its individual versions do not limit the present invention. For specialists in this field of technology can be understood possible modifications, changes and improvements that do not go beyond the scope of the legal protection of the present invention in accordance with the claims.
Claims (27)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2018122238A RU2689399C1 (en) | 2018-06-19 | 2018-06-19 | Neutron multiplier |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2018122238A RU2689399C1 (en) | 2018-06-19 | 2018-06-19 | Neutron multiplier |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2689399C1 true RU2689399C1 (en) | 2019-05-28 |
Family
ID=67037133
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2018122238A RU2689399C1 (en) | 2018-06-19 | 2018-06-19 | Neutron multiplier |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2689399C1 (en) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2796768C2 (en) * | 2022-11-16 | 2023-05-29 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный медицинский исследовательский центр радиологии" Министерства здравоохранения Российской Федерации (ФГБУ "НМИЦ радиологии" Минздрава России) | Biological protection to the neutron generator for remote therapy with 14 mev neutrons |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2178209C2 (en) * | 1993-10-29 | 2002-01-10 | Карло РУББИА | Method for energy generation from nuclear fuel, power amplifier implementing this method, and energy generating plant |
RU2261485C2 (en) * | 2003-06-26 | 2005-09-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный Ядерный Центр - Всероссийский научно-исследовательский институт технической физики им. акад. Е.И. Забабахина" (ФГУП РФЯЦ - ВНИИТФ) | Subcritical multistage neutron multiplier |
US20110070160A1 (en) * | 2009-09-23 | 2011-03-24 | Ronald Nutt | Dose Synthesis Mosule for Biomaker Generator System |
CN105976878A (en) * | 2016-07-05 | 2016-09-28 | 上海核工程研究设计院 | Integrated nuclear energy equipment |
-
2018
- 2018-06-19 RU RU2018122238A patent/RU2689399C1/en active
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2178209C2 (en) * | 1993-10-29 | 2002-01-10 | Карло РУББИА | Method for energy generation from nuclear fuel, power amplifier implementing this method, and energy generating plant |
RU2261485C2 (en) * | 2003-06-26 | 2005-09-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный Ядерный Центр - Всероссийский научно-исследовательский институт технической физики им. акад. Е.И. Забабахина" (ФГУП РФЯЦ - ВНИИТФ) | Subcritical multistage neutron multiplier |
US20110070160A1 (en) * | 2009-09-23 | 2011-03-24 | Ronald Nutt | Dose Synthesis Mosule for Biomaker Generator System |
CN105976878A (en) * | 2016-07-05 | 2016-09-28 | 上海核工程研究设计院 | Integrated nuclear energy equipment |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2796768C2 (en) * | 2022-11-16 | 2023-05-29 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный медицинский исследовательский центр радиологии" Министерства здравоохранения Российской Федерации (ФГБУ "НМИЦ радиологии" Минздрава России) | Biological protection to the neutron generator for remote therapy with 14 mev neutrons |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
RU2178209C2 (en) | Method for energy generation from nuclear fuel, power amplifier implementing this method, and energy generating plant | |
RU2483371C2 (en) | Nuclear fission initiator | |
JP4993835B2 (en) | Fracturing device for neutron generation | |
CN101364450B (en) | Method implementing nuclear fusion reaction based on sound cavitation effect | |
Carpenter et al. | 2. Neutron sources | |
KR102652443B1 (en) | Proliferation Blanket | |
RU2645718C2 (en) | Method of developing radioactive isotopes in nuclear reactor on quick neutrons | |
Chrysanthopoulou et al. | Compilation of existing neutron screen technology | |
RU2689399C1 (en) | Neutron multiplier | |
Monsler et al. | Electric power from laser fusion: the HYLIFE concept | |
US2820753A (en) | Nuclear reactor | |
US3976888A (en) | Fission fragment driven neutron source | |
US20090316850A1 (en) | Generating short-term criticality in a sub-critical reactor | |
RU2761575C1 (en) | Method for controlled nuclear fission and modular nuclear reactor | |
Kulcinski et al. | Nuclear power without radioactive waste–the promise of lunar helium-3 | |
RU2088981C1 (en) | Fast reactor using liquid-metal coolant | |
RU2804452C1 (en) | Blanket breeder | |
RU2212072C2 (en) | Method and device for transmutation of radioactive wastes | |
US11488728B2 (en) | Confinement walls for inertial confinement fusion chambers | |
RU85257U1 (en) | RESEARCH REACTOR NEUTRON CONVERTER | |
US3088890A (en) | Method of fabricating a graphitemoderated reactor | |
Beranek et al. | Neutron moderation in inertial confinement fusion pellets and effects on damage and radioactive inventory | |
HASSAN et al. | OPTIMIZATION THE THERMAL MODERATOR FOR PULSED RESEARCH REACTOR NEPTUNE BY SERPENT CODE | |
Demtröder | Applications of Nuclear-and High Energy Physics | |
RU2542740C1 (en) | Nuclear reactor for combustion of transuranic chemical elements |