ДВУХФЛЮИДНЫЙ РЕАКТОР НА РАСПЛАВЛЕННЫХ СОЛЯХ

Область применения изобретения

Настоящее изобретение в общем имеет отношение к ядерным реакторам. Более конкретно настоящее изобретение имеет отношение к двухфлюидным ядерным реакторам на расплавленных солях.

Предпосылки к созданию изобретения

Стандартные легководные ядерные реакторы (LWRs) работают в однократном цикле за счет сжигания урана, обогащенного редким изотопом U-235 вместо более распространенного U-238. В LWRs используют воду в качестве теплоносителя с низкой температурой для отвода теплоты реакций деления. Однако эта схема построения (1) использует только около 1% топлива, потенциально имеющегося в природном уране; (2) производит плутоний и другие актиниды более высокого порядка, в первую очередь Pu-239 за счет захвата нейтронов на U-238 плюс два бета-распада, что создает риск распространения ядерного оружия; и (3) создает высокий уровень отходов, которые трудно удалять из-за неудобной смеси короткоживущих радиоактивностей (30 лет и меньше) и долгоживущих радиоактивностей (24,000 лет и больше).

Уже были сделаны предложения относительно преобразования "экономии урана" в "экономию плутония" через разделение продуктов деления от актинидов для облегчения удаления и через повторное использование плутония и младших актинидов в качестве топлива, чтобы заменить однократный цикл и повысить воспроизводство делящегося Pu-239 из фертильного U-238 с использованием твердотопливных быстрых реакторов-размножителей, охлаждаемых жидкими металлами. Однако эти предложения создают проблемы, связанные с защитой окружающей среды, безопасностью и надежностью, а также связаны с большими финансовыми расходами.

Реакторы на расплавленных солях (MSRs) являются привлекательной альтернативой выработки электроэнергии за счет ядерной энергии. Так как топливо и теплоноситель находятся в жидком, а не в твердом состоянии, химическое разделение продуктов деления от делящихся и фертильных материалов может быть сделано на месте, чтобы получить фактически 100% выгорание. Это устраняет необходимость множества перевозок туда и сюда ядерных материалов от атомных электростанций в центры регенерации и повторного использования тепловыделяющих элементов, которые обычно необходимы при обычной стратегии повторного использования ядерного топлива. Более того, использование Th-232 вместо U-238 в качестве ядерного топливного сырья для воспроизводства U-233 вместо Pu-239 упрощает проблему захоронения высокоактивных ядерных отходов, что значительно снижает их объем и время, в течение которого такие материалы необходимо хранить в хранилище, пока радиация не упадет ниже фоновых уровней.

Нейтронное облучение Th-232 фактически не производит плутония или более тяжелых актинидов, что закрывает этот специфический путь распространения ядерного оружия. Более того, если Th-232 непрерывно облучать в течение одного года или больше, то получим достаточное количество U-232 вместе с U-233, чтобы создать сильный замедлитель производства ядерного оружия. Как часть его цепочки распадов U-232 имеет сильное гамма-излучение, которое делает легким его обнаружение. Кроме того, сильное гамма-излучение создает помехи любым электронным механизмам, связанным с ядерным оружием.

MSRs также имеют характеристики, которые повышают собственную пассивную безопасность. Например, эти характеристики включают в себя: (1) тепловое расширение топлива из активной зоны реактора, когда реакции деления протекают слишком быстро; (2) дренаж топлива в субкритические сливные баки за счет плавления замороженных пробок, если топливная соль становится предельно горячей; (3) протекание внутрь вместо утечки наружу радиоактивных газов, по причине низкого давления насыщенного пара расплавленных солей; и (4) связывание радиоактивного топлива или материала воспроизводства через затвердевание расплавленных солей, если они каким-либо образом вытекают из их первичных или вторичных защитных оболочек или труб.

MSRs, однако, могут иметь проблемы, связанные с химической коррозией резервуаров и с разделением продуктов деления из делящихся и фертильных элементов, растворенных в топливе и солях воспроизводства. Так как многие продукты деления из делящихся элементов ведут себя аналогично торию из фертильных элементов, то используют простой подход для разделения топлива, содержащего уран/плутоний и содержащего торий источника воспроизводства в двухфлюидной схеме, как часть общей конструкции реактора.

В более ранних системах использовали однофлюидные конструкции, в которых замедлителем был графит. Недавние исследования показали, что такие конструкции могут быть нестабильными и иметь непредвиденный рост температуры до высоких значений, что повышает захват нейтронов за счет U-233 по сравнению с захватом нейтронов за счет Th-232. Двухфлюидные MSRs, однако, имеют существенно большие проблемы, связанные с прокладкой коммуникаций, чем однофлюидные конструкции. Этот конфликт между химической сложностью/простотой и сложностью/простотой прокладки коммуникаций существует с момента ранних обсуждений конструкций реактора-размножителя на расплавленных солях.

Раскрытие изобретения

В двухфлюидном MSR активная зона с графитовым замедлителем нагревается при помощи топливной соли и охлаждается при помощи соли воспроизводства до температуры, промежуточной между температурами этих двух солей. Надлежащая конструкция обеспечивает, чтобы графит не мог становиться достаточно горячим для возникновения дестабилизирующего эффекта, без переключения сначала на выгрузку топливной соли из корпуса ядерного реактора или на испарение порций топливной соли, что побуждает топливную соль расширяться из активной зоны, в результате чего реактор выключается.

В соответствии с одним вариантом осуществления настоящего изобретения предлагается корпус ядерного реактора, который содержит камеру и активную зону реактора с первым и вторым наборами каналов. Соль воспроизводства протекает через первый набор каналов, а топливная соль протекает через второй набор каналов. Камера получает соль воспроизводства из первого набора каналов. Соль воспроизводства служит исходным материалом для воспроизведения топлива для реакции деления в топливной соли и передает теплоту, полученную за счет реакции деления, без перемешивания с топливной солью.

Указанные ранее и другие характеристики и преимущества изобретения будут более ясны из последующего детального описания, приведенного со ссылкой на сопроводительные чертежи.

Краткое описание чертежей

Сопроводительные чертежи, которые являются частью описания настоящего изобретения, поясняют различные аспекты настоящего изобретения и вместе с описанием служат для пояснения принципов настоящего изобретения. Показанные на чертежах компоненты не обязательно приведены в реальном масштабе. На всех чертежах аналогичные детали имеют одинаковые позиционные обозначения.

На фиг.1 схематично показан ядерный реактор на расплавленных солях в соответствии с вариантом осуществления настоящего изобретения.

На фиг.2 схематично показан корпус ядерного реактора для реактора, показанного на фиг.1.

На фиг.3а схематично показан ядерный реактор на расплавленных солях в соответствии с другим вариантом осуществления настоящего изобретения.

На фиг.3b показан вид сзади реактора, показанного на фиг.3а.

На фиг.4 схематично показан корпус ядерного реактора для реактора, показанного на фиг.3а и 3b.

На фиг.5а схематично показан модуль для аварийного сливного бака в соответствии с еще одним вариантом осуществления настоящего изобретения.

На фиг.5b показан вид снизу модуля, показанного на фиг.5а.

На фиг.6 показана функция распределения с замедлителем числа нейтронов нейтронного потока (причем резонансные эффекты для упрощения условно исключены), где x²F(х) нанесена на линейной шкале, а безразмерная энергия х нанесена на экспоненциальной шкале.

Подробное описание изобретения

Последующее описание является просто примерным по своей природе и ни в коей мере не предназначено для ограничения настоящего изобретения, его применения или использования. Также следует иметь в виду, что операции способа могут быть осуществлены в другом порядке, без изменения принципов настоящего изобретения.

Обратимся теперь к рассмотрению фиг.1 и 2, на которых показан двухфлюидный реактор на расплавленных солях, выполненный в соответствии с принципами настоящего изобретения и обозначенный позицией 100 (далее реактор 100). Реактор 100 содержит большой флюидный резервуар 102 для соли воспроизводства и корпус 104 реактора с активной зоной 105 реактора, которые полностью находятся в оболочке 101. Активная зона 105 реактора может содержать активную зону с замедлителем и может быть изготовлена из металла, графита, композиционного материала на основе углеродного волокна и карбонизированной матрицы или некоторого другого подходящего материала. Активные зоны реакторов с небольшим количеством углерода в них будут иметь спектр почти быстрого нейтрона или надтеплового нейтрона. Активные зоны реакторов со значительным количеством углерода в них будут иметь спектр почти теплового нейтрона. Резервуар 102 соли воспроизводства окружает активную зону 105 реактора, причем соль воспроизводства циркулирует через нее.

Как это описано далее более подробно, активная зона 105 имеет соответствующие каналы, через которые соль воспроизводства и жидкая топливная соль протекают без перемешивания друг с другом. Набор удлинительных трубок выходит из каналов в активную зону 105 и проходит через камеру, так что соль воспроизводства протекает из резервуара через эти удлинительные трубки в соответствующие каналы в активной зоне 105. Наоборот, корпус 104 ядерного реактора также содержит другой набор удлинительных трубок и камеры, через которые протекает топливная соль, оставаясь заключенной в резервуаре 102. Таким образом, соль воспроизводства не перемешивается с топливной солью. В некоторых вариантах реализации топливная соль может содержать плутоний и младшие актиниды (в случае сжигания Pu-239) или уран (в случае сжигания U-233 или U-235) или любую их комбинацию.

Кроме удержания соли воспроизводства отдельно от топливной соли, комбинация активной зоны 105 реактора и окружающего резервуара 102 позволяет теплоту реакции деления в топливной соли переносить в соль воспроизводства. Таким образом, соль воспроизводства играет двойную роль, а именно как источник (исходный материал) для воспроизводства ядерного топлива и как теплоноситель с низкой температурой.

В специфической схеме построения, показанной на фиг.2, камеры 106-1, 106-2 для топливной соли (коллективно камеры 106 для топливной соли) расположены в верхней части и в нижней части корпуса 104 ядерного реактора. Камеры 106 для топливной соли, которые распределяют топливо в каналы в активной зоне 105 и собирают топливо из них, изготовлены из замедляющего материала, такого как металл, графит, композиционный материал на основе углеродного волокна и карбонизированной матрицы, или некоторого другого подходящего материала. Соль воспроизводства, действующая как теплоноситель и исходный материал для воспроизводства нового топлива, втекает в другие каналы активной зоны 105 из резервуара 102 через набор удлинительных трубок 107, которые пропущены через верхнюю камеру 106-2 для топливной соли. Следует иметь в виду, что число удлинительных трубок 107 может быть больше или меньше, чем число удлинительных трубок 107, показанных на фиг.2. Так что любое подходящее число удлинительных трубок 107 может быть использовано в зависимости от применения реактора 100.

Соль воспроизводства собирают в ее собственной камере 108 для соли воспроизводства. Камера 108 для соли воспроизводства распределяет эту расплавленную соль в несколько вторичных теплообменников 110. Несмотря на то что показаны четыре вторичных теплообменника 110, следует иметь в виду, что может быть использовано любое другое подходящее число теплообменников. Вторичные теплообменники 110 переносят теплоту через впускные трубы 111 и выпускные трубы 113 к турбинам, которые могут быть использованы для выработки электроэнергии. Вместо этого или в дополнение к этому, вторичные теплообменники 110 переносят теплоту через трубы 111 и 113 к установкам, которые используют теплоту для обработки различных материалов.

После вторичного теплообмена соль воспроизводства возвращается в верхнюю часть резервуара 102 через соответствующий набор труб 115. Насосы побуждают топливную соль протекать через набор труб 117 в пару насосных барабанов 112, расположенных вне резервуара 102, и через набор труб 127 из пары насосных барабанов 112. Несмотря на то что показаны два насосных барабана 112, следует иметь в виду, что число насосных барабанов 112 может быть другим, в зависимости от применения реактора 100.

Время от времени топливная соль может становиться очень горячей. Для снижения до минимума риска ущерба, пара пробок 114 из замороженной соли предусмотрена в нижней части реактора 100. Когда топливная соль становится очень горячей, пробки 114 замороженной соли расплавляются и открывают альтернативные пути 116 протекания топливной соли в аварийные сливные баки. Несмотря на то что показаны два альтернативных пути 116 протекания топливной соли, фактическое число использованных альтернативных путей 116 протекания топливной соли может быть другим.

Пузырьки газообразного гелия пропускают через систему с использованием набора впускных труб или трубопроводов 119, чтобы улавливать летучие газообразные продукты деления. Летучие газообразные продукты деления удаляют из замкнутого пространства над насосными барабанами 112 с использованием выпускных трубопроводов 121 для гелия. Аналогичная система на базе газообразного гелия содержит впускные трубопроводы 123 и выпускные трубопроводы 125 для продувки (удаления) газов из верхней части резервуара 102, в который погружена активная зона 105. Топливную соль также можно дренировать через набор труб 120, которые ведут от нижней части насосных барабанов 112 в технологическую установку, откуда растворенные продукты деления удаляются периодически, например каждый месяц.

Несмотря на то что резервуар 102 показан на фиг.1 как прямоугольный параллелепипед, возможны его другие формы, как это обсуждается далее более подробно. Кроме того, облицовка полностью закрытого резервуара 102 является стойкой к разъеданию расплавленными солями. В некоторых вариантах реализации, вместо облицовки, которая несет полную нагрузку защитной оболочки, облицовка может иметь основу из конструктивных элементов высокой прочности. Например, конструктивные элементы высокой прочности могут быть изготовлены из железобетона, в который встроены поглотители нейтронов.

Обратимся теперь к рассмотрению фиг.2, на которой показана активная зона 105, выполненная так, что контур топливной соли в резервуаре 102 является закрытым, в то время как соль воспроизводства открыта в резервуар. Центральный графитовый управляющий стержень 118 показан в положении половинного ввода в качестве примера. В некоторых вариантах реализации могут быть использованы несколько управляющих стержней или вообще не использованы управляющие стержни. Кроме того, при необходимости также могут быть использованы каналы, содержащие вводимую поглощающую нейтроны соль.

Трубы 107, изготовленные из металлический сплава или композиционных материалов на основе углеродного волокна и карбонизированной матрицы или из некоторого другого материала, засасывают соль воспроизводства из резервуара 102. Трубы 107 пропущены через верхнюю часть камеры 106-2 для топливной соли и питают каналы для соли воспроизводства, которые просверлены или образованы иным образом в активной зоне 105, которая может быть твердотельной и может быть изготовлена из замедляющего материала. Эти каналы открыты в камеру 108 для соли воспроизводства, которая распределяет соль воспроизводства (то есть теплоноситель и исходный материал воспроизводства) в ряд труб 125, которые ведут к вторичным теплообменникам 110. Несмотря на то что показаны четыре трубы, ведущие к четырем вторичным теплообменникам 110, может быть использовано любое подходящее их число.

Топливная соль поступает в нижнюю часть камеры 106-1 для топливной соли через набор труб 127 и втекает в соответствующие каналы в активной зоне 105, возможно по змеевидным путям, чтобы повысить число Рейнольдса потока, через набор удлинительных трубок 109, которые проходят через камеру 108 для соли воспроизводства и в верхнюю часть камеры 106-2 для топливной соли. Топливная соль выходит из камеры 106-2 для топливной соли через набор труб 129.

Следует иметь в виду, что камеры 106 для топливной соли являются факультативными. Вместо этого трубки из каналов для топливной соли могут быть непосредственно соединены с насосными барабанами 112 для топливной соли. Несмотря на то что активная зона 105 показана как монолитный цилиндр, в некоторых вариантах реализации активная зона 105 может быть сконструирована из модульных блоков. Когда активная зона 105 сконструирована из модульных блоков, камеры 106 для топливной соли, если они есть, могут подавать топливную соль индивидуально в отдельные блоки, коллективно в полный набор блоков или в любую их комбинацию, а также отводить топливную соль из них.

Иногда могут образовываться трещины в активной зоне 105 за счет радиационного разрушения или внешних напряжений. Когда образуются трещины, давления в рабочем состоянии действуют так, чтобы всегда выталкивать соль воспроизводства в объем, ранее занятый топливной солью. Эта схема построения предотвращает выход из-под контроля всплесков напряжения, происходящих за счет утечек в активной зоне 105.

Многие другие характеристики повышения безопасности предусмотрены в комбинации активной зоны 105 и резервуара 102. Вне зависимости от множества возможных выборов несущих солей и от того, использована система для выгорания плутония/актинида или для выгорания U-233/U-235, предусмотрены характеристики повышения безопасности, примерный список которых приведен далее.

Большой объем соли воспроизводства растворяет топливную соль до субкритического состояния, когда происходит, например, такое событие, как землетрясение или диверсия, побуждающее топливную соль вытекать из активной зоны 105 реактора в резервуар 102. Роль "отражателя" и "замедлителя" нейтронов, которую играет соль в резервуаре 102, существенно снижает критическую массу и критический запас ядерного топлива, необходимые для приведения в действие реактора 100. Растворитель для воспроизведенного U-233 (в виде фторида или хлорида) с достаточно большим объемом обеспечивает непрактичность экстракции U-233 или предшественника Ра-233, если попытка сделана намного раньше чем через один год.

Механическая конструкция из железобетона или другого прочного строительного материала, пропитанная поглощающими нейтроны элементами, служит опорой для ненесущей облицовки резервуара, изготовленной из соответствующего металлического сплава или соединений на базе углерода, причем резервуар 102 содержит большой объем коррозионной расплавленной соли. Плотная жидкая среда, в которой формально плавает погруженная активная зона 105 реактора (если только к ней не добавлен балласт), создает возможности снижения гравитационных нагрузок и термических напряжений, приложенных к сконструированному надлежащим образом корпусу 104 ядерного реактора и к связанным с ним трубам.

Тепловой резервуар с большой теплоемкостью может служит буфером для аномального резкого роста температуры активной зоны 105 и может позволить вырабатывать резервную электроэнергию при аварийном отключении электросети. Поглощающая среда не позволяет большинству нейтронов выходить из активной зоны 105 в резервуар 102 за счет соударения со стенками резервуара, в результате чего повышается коэффициент воспроизводства нового топлива в соли воспроизводства, а также снижается до минимума создание низкоактивных отходов.

Режим работы активной зоны, который способствует термализации нейтронов деления, существенно понижает критическую массу и критический запас ядерного топлива по сравнению с другими конструкциями и повышает пассивную безопасность реактора. Более высокое отношение Th-232 к U-233 в активной зоне двухфлюидного MSR по сравнению с однофлюидным MSR делает резонансную стабилизацию за счет доплеровского уширения (усиление захвата нейтронов при помощи Th-232 по сравнению с U-233) более эффективной, чем механизм пассивной безопасности. Кроме того, режим работы активной зоны снижает плотность энерговыделения и среднюю тепловую энергию нейтронов, бомбардирующих графит (если он есть) в активной зоне 105, в результате чего повышается их время жизни по сравнению с радиационным разрушением. В приведенной выше схеме построения, как и в описанных здесь ниже, материалы, которые имеют контакт с расплавленной солью, типично представляют собой Hastelloy N или композиционные материалы на основе углеродного волокна и карбонизированной матрицы или некоторые другие материалы, которые обладают стойкостью к химической коррозии за счет расплавленных фторидных или хлоридных солей.

Обратимся теперь к рассмотрению фиг.3а и 3b, на которых показан другой двухфлюидный ядерный реактор 200 на расплавленных солях (реактор 200) в соответствии с настоящим изобретением. Реактор 200 содержит корпус 201 ядерного реактора, который установлен на цоколе 202. Корпус 201 ядерного реактора погружен в резервуар 203, заключенный в оболочку 207. Цоколь 202 имеет основание в виде тетраэдра (или другой 3-мерной формы), чтобы избежать накопления здесь пузырьков гелия, подаваемых в основание резервуара через набор труб 204, которые ведут в пористый коврик 205. Реактор 200 использует резервуар для соли воспроизводства, в который корпус ядерного реактора открыт и в котором топливная соль закрыта, чтобы упростить разделение двух солей.

Облицовочные плитки, которые обладают стойкостью к коррозии за счет расплавленной соли, образуют облицовку толстых стен из железобетона, пола и потолка, ограждающих резервуар и отделяющих резервуар от комплекта насосных барабанов 206 и пары теплообменников 208. Набор приводов 206-1 для пропеллерных мешалок с длинными осями, проходящих через соответствующие корпусы 206-2 насосных барабанов 206, обеспечивает циркуляцию топливной соли через реактор. Для упрощения лицевая сторона резервуара условно открыта, чтобы показать корпус 201 ядерного реактора и связанные с ним трубы внутри резервуара, причем следует иметь в виду, что резервуар герметизирован, чтобы исключить утечку радиоактивных газов и радиацию. Эта похожая на могильник конструкция добавляет слой защиты от аварий ядерного реактора.

Факультативные графитовые стержни управления входят в кронштейны опорной конструкции 209 реактора снизу, в то время как стержни защиты падают сверху при быстрых остановках реактора. Приводы стержней защиты находятся в боксе над резервуаром, который является частью опорной конструкции 209 и который также опускает вниз корпус ядерного реактора, который в противном случае мог бы плавать в резервуаре 203. Пробка из замороженной соли нормально блокирует прохождение вниз топливной соли в корпус ядерного реактора через каждую трубу из набора труб, идущих снизу от насосных барабанов 206 и в передние камеры для топливной соли. Показаны четыре насосных барабана 206 для каждого сегмента активной зоны реактора, которые собраны модульно, чтобы обеспечить критичность, однако это число может быть меньше или больше, в зависимости от желательных уровней мощности и других соображений. Если топливная соль становится слишком горячей и расплавляет охлажденные пробки, то тогда топливная соль дренирует в аварийный сливной бак. Дверь в резервуар с левой стороны обеспечивает доступ в него и замену при необходимости корпуса ядерного реактора.

Набор камер 210 в нижней части корпуса 201 ядерного реактора собирает топливную соль из набора четырех труб 212 и распределяет топливную соль в вертикальные каналы для топливной соли в графитовой активной зоне 250 реактора, без перемешивания топливной соли и соли воспроизводства. Топливная соль нагревается, когда она проходит по змеевидным траекториям через активную зону 250 реактора, пока нагретая топливная соль не выйдет из камеры 213 в верхней части корпуса ядерного реактора и не будет циркулировать назад к четырем насосным барабанам 206 через набор труб 214. Топливную соль также можно дренировать через набор труб 218, который ведет из положения снизу от насосных барабанов 206 к технологической установке, откуда растворенные продукты деления удаляют каждый месяц. Ядерное топливо добавляют по мере необходимости, так чтобы реактор сохранял безопасную рабочую температуру, замещая часть газообразного гелия в верхней части насосного барабана.

Для очистки топливной соли от газообразных продуктов деления (таких как, например, Хе-135), газообразный гелий под высоким давлением вводят в нижнюю часть насосных барабанов 206 через набор труб 220, после чего газообразный гелий барботирует через реактор 200, выходит под низким давлением из верхней части насосных барабанов 206 через набор труб 222 и поступает в блок обработки газа, в котором радиоактивные компоненты подготавливают для хранения. Аналогичная система на базе газообразного гелия с выпускными трубопроводами 224 служит для удаления газов из верхней части резервуара, в который погружен корпус 201 ядерного реактора.

Обратимся теперь, в частности, к рассмотрению фиг.3b, на которой показана более подробно пара вторичных теплообменников 208 в задней части реактора 200. Каждый вторичный теплообменник снабжен четырьмя впускными трубами 234 и четырьмя выпускными трубами 236 для циркуляции флюида, такого как, например, нерадиоактивная третичная соль. Трубы 234 и 236 для вторичного теплообменника 208, показанного слева на фиг.3b, идут влево, а соответствующие трубы для вторичного теплообменника 208, показанного справа на фиг.3b, идут вправо. Набор из четырех двигателей 240, закрепленных на задних стенках теплообменников 208, нагнетает резервуарную соль (соль воспроизводства) через корпус 201 ядерного реактора и теплообменники 208 и после вторичного теплообмена в теплообменниках 208, возвращает соль воспроизводства к верхней части резервуара через набор труб 237. И в этом случае число труб и двигателей является просто примерным и может быть другим.

Охлажденную резервуарную соль всасывают в активную зону 250 реактора как соль воспроизводства через горизонтальные каналы в активной зоне реактора. Внутри резервуара конвективная теплопередача перемешивает соль воспроизводства. Соль воспроизводства получает теплоту из топливной соли в резервуаре и накапливает ее в задней камере 254 (см. фиг.4), ранее распределения при помощи набора из 16 труб во вторичные теплообменники 208, которые передают тепловую мощность третичной соли. Циркулирующая третичная соль входит во вторичные теплообменники 208 через впускные трубы 234 и выходит через выпускные трубы 236, чтобы нагревать рабочий газ или флюид, который приводит в действие турбины, которые вырабатывают электроэнергию. И в этом случае число труб (16 впускных труб и 16 выпускных труб) и теплообменников приведено только для примера. Это число может быть другим в соответствии с различными уровнями мощности и техническими требованиями.

Внутри реактора 200 (так же как и внутри реактора 100) нейтронное облучение из реактора преобразует Th-232 в резервуарной соли в U-233. Резервуарную соль с регулярными интервалами подвергают фторированию для удаления U-232, U-233, U-234 и U-235 в виде UF₆. Другие химические или физические процессы могут быть использованы вместо этого для удаления воспроизведенного урана. Вызванное нейтронами расщепление воспроизведенного U-233 создает небольшие количества газов над резервуаром. В случае реактора 200 впускная труба 242 и выпускная труба 224 образуют трубопроводы для гелия, чтобы продувать этот газ в виде радиоактивного пара.

Обратимся теперь к рассмотрению фиг.4, на которой корпус 201 ядерного реактора показан более подробно. Проходы или каналы внутри активной зоны 250 реактора несут соль воспроизводства, поступающую из набора пазов 252 из передней части корпуса 201 ядерного реактора в камеру 254 в задней части корпуса ядерного реактора. Камера 210 в нижней части корпуса 201 ядерного реактора питает топливной солью набор идущих вверх проходов или каналов 257 в активной зоне 250 реактора. Блок 258, расположенный рядом с камерой 210, направляет топливную соль из набора идущих вниз проходов или каналов 259 в активной зоне 250 реактора в другой набор идущих вверх проходов или каналов 261 в активной зоне реактора. Другой блок 260, расположенный рядом с блоком 258, направляет топливную соль из другого набора идущих вниз проходов или каналов 263 в активной зоне 250 реактора в другой набор идущих вверх проходов или каналов 265 в активной зоне реактора. Камера 210 открыта для первых проходов для топливной соли всего пакета панелей для топливной соли и является достаточно толстой для размещения труб большого внутреннего диаметра, входящих из передней части реактора. Блоки 258 и 260 являются сплошными, за исключением соединительных желобов.

Дополняющая верхняя камера 213 (фиг.3а) направляет топливную соль из набора идущих вверх проходов или каналов 257 в набор идущих вниз проходов или каналов 259. Верхний блок, расположенный рядом с камерой 213 посредине, направляет топливную соль из набора идущих вверх проходов или каналов 261 в набор идущих вниз проходов или каналов 263. Еще один верхний блок, расположенный рядом с задней частью корпуса 201 ядерного реактора, направляет топливную соль из набора идущих вверх проходов или каналов 265 в выпускные трубы в верхней части реактора. Аналогично тому, что уже было указано здесь выше, специфическое число проходов или каналов и камер указано только для примера. В других применениях может быть использовано другое число проходов или каналов и камер.

На фиг.5а показан вид сверху модуля 300 для аварийного сливного бака, который может быть использован с вышеупомянутыми реакторами в специфических вариантах реализации. Сливной бак имеет достаточное число модулей 300, чтобы поддерживать весь объем топливной соли в системе. Впускная камера расположена в верхней части модуля 300. Топливная соль находится в наборе каналов 302, а потоки охлаждающего воздуха протекают через горизонтальные каналы 304.

На фиг.5b показан вид снизу модуля 300. Самый нижний слой имеет пять поперечных каналов (однако число поперечных каналов может быть больше или меньше чем пять), которые соединяют нижние части проходов 302 для соли, чтобы топливная соль находилась на одном уровне в сливном баке. Под системой каналов расположена пластина, ниже которой находится другое замкнутое пространство для протекающего воздуха, охлаждающего соль в поперечных каналах и нижнюю часть проходов 302.

В некоторых вариантах реализации сливной бак с модулями 300 используют для отвода теплоты радиоактивного распада из радиоактивных продуктов деления в топливной соли за счет воздушного охлаждения. Так как воздух есть везде, то пока есть аварийное электропитание для вентиляторов, общая производительность которых является достаточной, сброшенная топливная соль не может перегреваться. В случае сливного бака использованы такие же принципы построения поперечных каналов, как для корпуса 201 ядерного реактора и вторичных теплообменников 208, чтобы переносить теплоту из горячего вещества (из стационарной топливной соли в вертикальных каналах) в теплоноситель (протекающий воздух в смежных горизонтальных каналах) в сливном баке. Так как топливная соль является стационарной, то имеется достаточное число каналов для удержания всего объема топливной соли в системе, причем каждый канал имеет достаточно малое сечение, чтобы позволить отводить за счет теплопроводности теплоту радиоактивного распада, генерируемую в его объеме топливной соли, без перегрева корпуса бака. Вентиляторы работают с регулируемой скоростью, так что топливная соль удерживается в расплавленном состоянии, без перегрева и переохлаждения, что позволяет легче перемещать топливную соль назад в реактор после окончания аварийной ситуации. Внутри сливного бака топливная соль находится в субкритическом состоянии за счет геометрии сливного бака и отсутствия в нем сильных замедлителей нейтронов.

В маловероятной ситуации, когда все аварийные системы охлаждения выведены из строя, например в случае диверсии, система будет работать при достаточно низкой пиковой мощности, так что возникающая теплота радиоактивного распада (максимально около 6.5% пиковой мощности) может излучаться наружу за счет теплового излучения абсолютно черного тела, с внешней поверхности имеющего двойную оболочку купола, если принять во внимание промежуток времени, который необходим для того, чтобы нагреть купол и его внутренние компоненты до максимально допустимой температуры около 400°С, ниже которой железобетон восстанавливает около 90% своей исходной прочности по истечении одного года. Эти меры делают систему по сути безопасной, так что никакая мыслимая авария или диверсия не может привести к выбросу больших количеств радиоактивных материалов в окружающую среду.

Размер резервуара может быть выбран в соответствии с рабочей мощностью реактора, так что никакой химической обработки соли воспроизводства, кроме барботажа гелия для удаления Хе-135 и других благородных газообразных продуктов ядерного деления и ежегодного фторирования для извлечения воспроизведенного U-233, не требуется в течение предусмотренного срока службы установки (около 60 лет). В частности, резервуар является достаточно большим, так что протактиний-233, продукт непосредственного бета-распада Th-233, возникающий за счет захвата нейтронов Th-232, существует в резервуаре в достаточно разбавленной концентрации, позволяющей снизить вероятность (в среднем до уровня ориентировочно меньше чем 1%) захвата другого нейтрона до распада U-233. Нейтронное облучение соли воспроизводства ориентировочно в течение года до извлечения урана гарантирует достаточные уровни одновременного получения U-232. В его цепочке распадов U-232 является гамма-излучателем и образует сильное сдерживающее средство от распространения ядерного оружия в топливном цикле. Таким образом, эти меры в двухфлюидном ядерном реакторе на расплавленных солях обеспечивают предотвращающий распространение ядерного оружия процесс раздельной химической обработки топливной соли (проводимой, например, ежемесячно, чтобы удалять продукты деления) и соли воспроизводства (проводимой, например, ежегодно, чтобы извлекать воспроизведенный уран). В этом процессе получают коэффициент воспроизводства ядерного топлива больше единицы и обеспечивают стратегию генерирования достаточной ядерной энергии в течение тысячелетий.

В специфическом варианте реализации корпус 201 ядерного реактора изготовлен из композиционного материала на основе углеродного волокна и карбонизированной матрицы и содержит 140 каналов для топливной соли с ориентировочными внутренними размерами 0.5 см × 45 см × 240 см и 280 каналов для соли воспроизводства с ориентировочными внутренними размерами 0.7 см × 45.2 см × 240 см. В этом варианте реализации топливную соль, содержащую U-233 в качестве топлива (при молярной концентрации около 2.5%), накачивают через ее каналы со средней скоростью около 1.45 м/сек, а соль воспроизводства, содержащую Th-232 (при молярной концентрации 22%), накачивают через ее каналы со средней скоростью около 2.22 м/сек, чтобы получить тепловую рабочую мощность около 400 МВт. В зависимости от тепловых свойств композиционного материала на основе углеродного волокна и карбонизированной матрицы, использованного для конструирования корпуса ядерного реактора, получают температуры внутри корпуса ядерного реактора, приведенные в следующей таблице, причем была использована эвтектика NaF-BeF₂ в качестве несущей соли для топливной соли и соли воспроизводства:

Давления внутри каналов определяются гидростатическим равновесием, то есть балансом относительно гравитационного поля Земли, с учетом среднего градиента давления, необходимого для перемещения турбулентных расплавленных солей через их каналы:

.

В этом выражении f - коэффициент трения, р - плотность расплавленной соли, ν - средняя скорость в канале, и D_e - эквивалентный диаметр канала прямоугольного поперечного сечения, соответствующего трубе круглого сечения. Для прямоугольника с длинной стороной а и короткой стороной b D_e может быть получен с точностью 2% по формуле

.

в которой α и D_h представляют собой соответственно коэффициент формы и гидравлический диаметр:

.

Для b=0.5 см и а=45 см, D_e=0.6693 см = D_f, эквивалентный диаметр топливной соли каналов для топливной соли. Для b=0.7 см и а=45.2 см, D_e=0.9384 см = D_b, эквивалентный диаметр каналов для соли воспроизводства.

Коэффициент трения f получен эмпирически из числа Рейнольдса для потока,

,

в котором µ - коэффициент сдвиговой вязкости расплавленной соли. Корреляция между f и использованным Re (при помощи логарифмической интерполяции) сведена в таблицу:

Имеется достаточный гидростатический напор из бассейна соли, находящегося над потолком корпуса ядерного реактора, так что давления соли воспроизводства повсюду выше, чем давления смежной топливной соли. Это условие обеспечивает, в случае образования утечки в корпусе ядерного реактора, что соль воспроизводства будет под давлением входить в каналы для топливной соли и вытеснять топливную соль из реактора, что приводит к остановке реакций деления. Противоположный случай, а именно вход топливной соли под давлением в каналы для соли воспроизводства, будет приводить к опасной сверхкритической ситуации. Использование статического гидростатического напора, возникающего за счет гравитационного поля Земли, чтобы автоматически получать субкритичность, представляет собой другой пример пассивных механизмов обеспечения безопасности в вышеупомянутых реакторах 100 и 200.

Турбулентный перенос теплоты в трубы и каналы может быть определен эмпирически. Базовым показателем является число Нуссельта, которое измеряет эффективность (принудительной) турбулентной конвекции по сравнению с теплопроводностью, которая переносит энергию из флюида (расплавленной соли) в центре канала к материалу стенок, окружающих его. Число Нуссельта (Nu) связано с числом Рейнольдса (Re) для потока и с числом Прандтля (Pr) для флюида,

,

где c_P - удельная теплоемкость флюида под постоянным давлением Р, а К - его коэффициент теплопроводности. Использованная здесь эмпирическая корреляция между Nu, Re и Pr может быть выражена (см. Таблицу 5.11 в публикации Rohsenow et al. 1988) следующим образом:

,

где f - коэффициент трения, выраженный здесь выше в единицах Re. Так как число Нуссельта известно, то средняя разность температур между флюидом (расплавленной солью) и стенками ее канала может быть найдена по формуле:

,

где ℘ - полная мощность, переносимая во все рассматриваемые каналы флюида, с полным объемом V каналов, и n_hcw - эффективное число теплонесущих стенок в каждом канале. Например, для топливной соли в случае работы при пиковой мощности ℘=400 МВт, V=140 (0.005 м) (0.45 м) (2.4 м), и n_hcw=2, так как теплота, генерируемая за счет топливной соли, переносится двумя стенками, окружающими каждый канал для топливной соли и сопряженными с окружающими каналами для соли воспроизводства. С другой стороны, каналы для соли воспроизводства имеют только один смежный с ними канал для топливной соли, так что для них n_hcw равно 1, за исключением небольших корреляций этого показателя с учетом "коэффициентов влияния" (см. Таблицу 5.28 в публикации Rohsenow et al. 1988). Значения для p, c_p, µ, К для соответствующих смесей расплавленных солей могут быть найдены как функция температуры Т в стандартных базах данных.

Наконец, теплота переносится из стенок, окружающих канал для топливной соли, в канал для соли воспроизводства, за счет теплопроводности в композиционном материале на основе углеродного волокна и карбонизированной матрицы (в С/С композите). Градиент температуры в С/С композите может быть получен за счет применения преобразования Фурье:

,

где N=140 - число каналов для топливной соли, а=0.45 м и с=2.4 м - эффективные размеры поверхностей между каналами для топливной соли и каналами для соли воспроизводства, и K_eff - эффективный коэффициент теплопроводности С/С композита. Свойства материала С/С композитов не являются хорошо известными как функции температуры и зависят от качества углеродных волокон и углеродной матрицы, использованных при изготовлении С/С композита, который является исходным материалом для изготовления корпуса ядерного реактора, теплообменников и других компонентов. В рентабельной комбинации используют углеродные волокна типа Р30, связанные друг с другом при помощи каменноугольной смолы, образующей матрицу (Ponslet et al. 2000). Для приведенных здесь расчетов подгонка эмпирического закона, полученного из измерений этого материала для радиатора космического аппарата Earth Orbiter 1, дает следующую формулу:

K_eff=169(Т/573K)^-1/2Wm^-1K^-1.

Расчеты, аналогичные проведенным для корпуса ядерного реактора, при применении к вторичному теплообменнику дают следующие оценки температур, когда выбирают третичную соль в виде соли (натуральной соли) LiF-NaF-KF в соответствующих молярных пропорциях 46.5% : 11.5% : 42%:

Для оценки примерных реакций, которые могут протекать в описанных здесь выше реакторах, служит следующее уравнение критического баланса, отображающее цепную реакцию, которая протекает при наличии только критической массы в активной зоне реактора с выгоранием U-233:

В этом уравнении n₂₃₃, n₂₃₂ и n₀ представляют собой соответственно усредненные объемные плотности U-233, Th-232 и всех других нуклидов в активной зоне реактора (объединенных с топливной солью, композиционным материалом на основе углеродного волокна и карбонизированной матрицы, с продуктами деления и т.п.); (233), (232) и (0) - связанные со средним делением сечения захвата нейтронов, D=2.4 м - длина, связанная с боковыми стенками кубической активной зоны реактора, и Y_p - средний коэффициент пропускания из активной зоны в резервуар. Параметр ν_c - скорректированное число нейтронов, выделенных за счет деления U-233, которое равно не среднему значению 2.49 без обработки, но ориентировочно 2.29 после учета паразитных захватов другими изотопами урана и актинидами, которые неизбежно получают как побочный продукт нейтронного облучения Th-232 и U-233.

Средние сечения вычисляют как взвешенные по потоку средние значения. Пусть F(x) представляет собой безразмерную функцию распределения нейтронов с энергией ε, измеренной в безразмерном виде за счет ее пропорции (2/3) от тепловой энергии, kT,

,

где k - постоянная Больцмана, а Т - температура окружающей замедляющей среды. F(x) нормализована в соответствии с плотностью числа нейтронов:

.

Тогда безразмерный нейтронный поток равен числу

,

которое больше чем , если функция распределения имеет длинный хвост (эпитермальных) нейтронов с энергиями выше тепловых значений (см. фиг.6, на которой приведен пример расчета, не учитывающий ядерные резонансы). В единицах безразмерной функции распределения нейтронов среднее значение энергии, которое зависит от сечения σ(ε), по определению равно:

.

Полные средние сечения, такие как , вычисляют как суммы элементов i группы:

.

На фиг.6 показан пример функции распределения нейтронов, без учета ядерных резонансов, для реактора с выгоранием U-233 и с его воспроизводством из Th-232, причем x²F(x) нанесена на линейной шкале, а безразмерная энергия х нанесена на экспоненциальной шкале.

Так как упругие столкновения с ядрами в резервуарной соли приводят к частичному "отражению" нейтронов назад в активную зону, то коэффициент передачи будут заметно меньше чем единица. При диффузной аппроксимации большого резервуара может быть получено следующее выражение:

в котором среднее сечение поглощения ядер в резервуаре равно

,

и сумма свыше i теперь содержит все разновидности атомных ядер в резервуаре. Индекс R в σ_R относится к росселандовому среднему сечению, которое определено как среднее значение передачи:

.

Для бассейна соли, имеющей молярную концентрацию 22% Th-232 в эвтектике NaF-BeF₂, Y_p=0.188, что заметно меньше чем единица, так как сечения упругого рассеяния Ве-9, F-19, Na-23 и даже Th-232 велики по сравнению с их сечениями захвата нейтронов. Таким образом, наличие резервуарной соли приводит к существенному снижению критической массы топлива, необходимой в активной зоне реактора, чтобы поддерживать цепную реакцию. Если имеется потеря теплоносителя за счет аварии, то есть если соль воспроизводства была дренирована из резервуара по некоторым неожиданным причинам, то повышение Y_p до значения, близкого к , делает результирующую конфигурацию субкритической, так что реактор будет автоматически остановлен, даже без вмешательства оператора.

Средний избыток нейтронов (v_c-1)=1.29, полученный за счет деления U-233, который не является необходимым для поддержания цепной реакции в активной зоне, удаляется за счет трех процессов: утечка в резервуар, преобразование Th-232 в U-233 в активной зоне и паразитные захваты атомными ядрами в активной зоне, другими чем Th-232 и U-233. Эти три процесса происходят в следующих отношениях безразмерной скорости:

Если полный мультипликативный коэффициент делает три индивидуальных члена суммы равными (v_c-1)=1.29, то тогда можно вычислить, сколько нейтронов поступают за счет утечки в резервуар и сколько ядер U-233 получают из Th-232 в активной зоне при одном делении U-233. Если резервуар сделан достаточно большим, то тогда почти каждый нейтрон, который входит в резервуар, будет скорее захвачен внутри резервуара, а не будет поглощен внешними стенками резервуара, так что получают следующее отношение:

которое, для имеющихся в резервуаре условий, показывает, как нейтроны, которые входят в резервуар, расщепляются в преобразовании Th-232 в U-233 или расходуются в паразитных захватах. Суммирование числа U-233, созданных в активной зоне и в резервуаре, дает коэффициент воспроизводства ядерного топлива. Небольшие коррекции необходимы для учета числа Ра-233 в установившемся состоянии, которые захватывают дополнительные нейтроны ранее разложения в U-233, и для учета неполного удаления Хе-135 при помощи системы барботажа гелия. Последнее требует экспериментальных данных, чтобы можно было получить точную оценку, однако можно полагать (Scott & Eatherly (1970)), что пузырьки гелия, которые занимают 0.5% объема топливной соли и соли воспроизводства, позволяют удерживать паразитные захваты Хе-135 на уровне воздействия меньше чем 0.5% на коэффициент воспроизводства ядерного топлива.

Результирующий коэффициент воспроизводства ядерного топлива для U-233 выгорания/Th-232 воспроизводства ориентировочно равен 1.07. Это значение может быть несколько улучшено, если вместо эвтектики NaF-BeF₂ использовать в качестве носителя для топливной соли эвтектику ⁷LiF-BeF₂, в которой младший изотоп ⁶Li удален до уровня 0.005%. С другой стороны, если имеются загрязняющие вещества, такие как бор, в композиционном материале на основе углеродного волокна и карбонизированной матрицы, использованном для изготовления корпуса ядерного реактора, они могут снижать теоретические коэффициенты воспроизводства. Если загрязнение является не таким сильным, чтобы даже препятствовать протеканию цепной реакции при максимально допустимой концентрации топлива, то при работе реактора загрязняющие вещества с большими сечениями захвата нейтронов будут быстро выгорать, преобразуясь в относительно безвредные ядра (например, ¹⁰В плюс нейтрон, что дает ⁷Li плюс альфа излучение).

Непрерывное производство младших актинидов, когда используют Pu-239 из отработавшего топлива легководного ядерного реактора, приводит к тому, что коэффициент преобразования Pu-239 в U-233 из источника воспроизводства Th-232 является не очень хорошим. Расчеты показывают, что коэффициент преобразования 0.92 может быть достаточно точным. Точное значение коэффициента преобразования трудно определить, поскольку оно зависит от природы легководного ядерного реактора, из которого получают отработанное ядерное топливо, а также от того, как долго хранилось отработанное топливо до его переработки для сжигания в ядерном реакторе на расплавленных солях. Тем не менее, можно полагать, что коэффициенты преобразования являются достаточно высокими, так что полное преобразование в Th-232/U-233 топливный цикл может быть сделано ранее 2050 года, если конструирование двухфлюидных ядерных реакторов на расплавленных солях распространится по всему миру.

Преимуществом турбулентного топлива на жидкой основе является то, что неоднородная смесь сырья из различных источников (главным образом из легководных ядерных реакторов) автоматически перемешивается в однородное топливо, которое может сгорать без местного перегрева или чрезмерно больших местных потоков нейтронов. Такие точки местного перегрева намного труднее исключить при использовании топлива в твердом виде, что дает еще одно преимущество ядерным реакторам на расплавленных солях по сравнению с другими реакторами.

Следующие публикации полностью включены в данное описание в качестве ссылки:

Несмотря на то что были описаны предпочтительные варианты осуществления изобретения, совершенно ясно, что в него специалистами в данной области могут быть внесены изменения и дополнения, которые не выходят, однако, за рамки приведенной далее формулы изобретения.