CN101999150A - 核裂变点火器 - Google Patents

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罗德里克·A·海德
穆里尔·Y·伊什克瓦
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内森·P·米佛德
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Abstract

例证性的实施方式提供用于核裂变反应堆的核裂变点火器以及它们的操作方法。例证性的实施方式和方面包括但不限于：配置成在核裂变燃料材料中点燃核裂变爆燃波的核裂变点火器、带有核裂变点火器的核裂变爆燃波反应堆、点燃核裂变爆燃波的方法以及诸如此类。

Description

核裂变点火器
相关申请的交叉引用
本申请涉及下列申请(“相关申请”)并要求下列申请(“相关申请”)的最早可用的有效申请日的权益(如，要求除了临时专利申请外的最早可用的优先权日或根据35USC§119(e)要求临时专利申请的权益，要求相关申请的任何和全部母申请、母申请的母申请、母申请的母申请的母申请等等的权益)。
相关申请
为了USPTO(美国专利商标局)法外要求的目的，本申请构成11/605,943号美国专利申请的部分继续申请，该美国专利申请名称为AUTOMATED NUCLEAR POWER REATOR FOR LONG-TERMOPERATION，以RODERICK A.HYDE，MURIEL Y.ISHIKAWA，NATHAN P.MYHRVOLD和LOWELL L.WOOD，JR.作为发明人，申请日为2006年11月28日，它是目前待定的或为目前待定的申请享有该申请日权益的申请。
为了USPTO法外要求的目的，本申请构成第11/605,848号美国专利申请的部分继续申请，该美国专利申请名称为METHOD AND SYSTEMFOR PROVIDING FUEL IN A NUCLEAR REACTOR，以RODERICK A.HYDE，MURIEL Y.ISHIKAWA，NATHAN P.MYHRVOLD和LOWELL L.WOOD，JR.作为发明人，申请日为2006年11月28日，它是目前待定的或为目前待定的申请享有该申请日权益的申请。
为了USPTO法外要求的目的，本申请构成第11/605,933号美国专利申请的部分继续申请，该美国专利申请名为CONTROLLABLE LONGTERM OPERATION OF A NUCLEAR REACTOR，以RODERICK A.HYDE，MURIEL Y.ISHIKAWA，NATHAN P.MYHRVOLD和LOWELL L.WOOD，JR.作为发明人，申请日为2006年11月28日，它是目前待定的或为目前待定的申请享有该申请日权益的申请。
美国专利商标局(USPTO)已经颁布通知，意思是说USPTO的计算机程序要求专利申请人注明序列号并指示申请是继续申请还是部分继续申请。Stephen G.Kunin，Benefit of Prior-Filed Application(在先提交的申请的权益)，USPTO Official Gazette，2003年3月18日，可在http://www.uspto.gov/web/offices/com/sol/og/2003/week11/patbene.htm上获知。本申请人实体(以下称“申请人”)已经在前面提供了对于从中要求了优先权的那些申请的详尽引用，如依法规陈述的。申请人理解，法规在其详尽引用语言中是明确的，并不要求用于要求美国专利申请的优先权的序列号或任何特征，诸如“继续申请”或“部分继续申请”。尽管有前述内容，申请人认为，USPTO的计算机程序具有确定的数据输入要求，因此申请人在此指出本申请作为前面陈述的其母申请的部分继续申请，但明确指出这种指定不能以任何方式解释为对本申请是否包含除了它的母申请的内容外的任何新内容的任何类型的注释和/或认可。
相关申请的所有主题和相关申请的任何和全部母申请、母申请的母申请、母申请的母申请的母申请等等的所有主题，通过引用而合并于此，直至这些主题不会同此前后矛盾。
技术领域
本申请涉及核裂变反应堆和与之相关的核裂变点火器(nuclear fissionigniter)。
概述
下列各种实施方式及其方面结合系统和方法进行描述和举例说明，这些系统和方法旨在作为例证而不是对范围的限制。
例证性的实施方式提供了用于核裂变反应堆的核裂变点火器以及它们的操作方法。例证性的实施方式和各方面包括但不限于：配置成在核裂变燃料材料中点燃核裂变爆燃波的核裂变点火器、带有核裂变点火器的核裂变爆燃波反应堆、点燃核裂变爆燃波的方法以及诸如此类。
除了上述描述的例证性的实施方式和方面外，另外的实施方式和方面通过参考附图和研究下列详细说明会变得明显。
附图说明
例证性的实施例以附图的参考图形进行举例说明。此处公开的实施方式和图形是旨在作为例证性而不是限制性的。
图1A图示地说明包括例证性的核裂变点火器模块的例证性的核裂变反应堆；
图1B和1C图示截面与中子能；
图1D到1H说明在核裂变反应堆开机运行的时间期间的相对浓度；
图2A-2J是安装在例证性的核裂变反应堆芯组件中的例证性的核裂变点火器的示意图形式的顶端平面图；
图3A是例证性的核裂变点火器的平面图；
图3B是例证性的核裂变点火器的透视图；
图4A-4C是用于核裂变点火器的例证性的传输组件(transportassembly)的局部剖面平面图；
图4D说明将例证性的核裂变点火器插入到例证性的外壳中；
图4E是用于核裂变点火器的另一个例证性的传输组件的局部剖面透视图；
图5A是带有衰变热移除设备的例证性的核裂变点火器的透视图；
图5B是在例证性的传输组件中带有例证性的衰变热移除设备的例证性的核裂变点火器的局部剖面平面图；
图5C是带有另一个例证性的衰变热移除设备的例证性的核裂变点火器的局部剖面透视图；
图5D说明将带有衰变热移除设备的例证性的核裂变点火器插入到例证性的传输组件中；
图5E是带有衰变热移除通道的另一个例证性的传输组件的局部剖面透视图；
图6A-6C是放置核裂变点火器的例证性的方法的流程图；
图7A-7D是在核裂变爆燃波反应堆芯中布置核裂变点火器的例证性的方法的流程图；以及
图8A和8B是启动至少一个核裂变爆燃波的例证性的方法的流程图。
详细说明
通过概述，实施方式提供用于核裂变反应堆的核裂变点火器及用于其操作的方法。例证性的实施方式和方面包括但不限于：配置成在核裂变燃料材料中点燃核裂变爆燃波的核裂变点火器、带有核裂变点火器的核裂变爆燃波反应堆、点燃核裂变爆燃波的方法，诸如此类。全部通过非限制性例子给出，首先说明例证性的反应堆、例证性的芯原子核物理学(corenucleonics)以及操作的详细内容。这些详细内容包含在以下申请中：第11/605,943号美国专利申请，题目为“AUTOMATED NUCLEAR POWERREACTOR FOR LONG-TERM OPERATION”，以RODERICK A.HYDE，MURIEL Y.ISHIKAWA，NATHAN P.MYHRVOLD和LOWELL L.WOOD，JR.作为发明人，申请日为2006年11月28日；第11/605,848号美国专利申请，题目为“METHOD AND SYSTEM FOR PROVIDING FUELIN A NUCLEAR REACTOR”，以RODERICK A.HYDE，MURIEL Y.ISHIKAWA，NATHAN P.MYHRVOLD和LOWELL L.WOOD，JR.作为发明人，申请日为2006年11月28日；以及第11/605,933号美国专利申请，题目为“CONTROLLABLE LONG TERM OPERATION OF A NUCLEARREACTOR”，以RODERICK A.HYDE，MURIEL Y.ISHIKAWA，NATHANP.MYHRVOLD和LOWELL L.WOOD，JR.作为发明人，申请日为2006年11月28日，上述这些申请的全部内容通过引用合并于此。然后，将就几个例证性的实施方式和方面的详细内容进行阐述。
现在参考图1A，通过例子而非限制的方式给出，核裂变反应堆10作为此处描述的实施方式和方面的例证性的宿主环境(host environment)。为此目的，反应堆10包括例证性的核裂变点火器110。尽管考虑了反应堆10的多个实施方式，但是在许多所考虑的反应堆10的实施方式中，共同的特征是核裂变爆燃波或“燃烧前沿(burnfront)”的产生和传播。
考虑事项
在讨论反应堆10的详细内容前，反应堆10的实施方式后的某些考虑事项将通过概述的形式给出，而不能被理解为限制。反应堆10的某些实施方式处理下面讨论的许多考虑事项。另一方面，反应堆10的某些其它实施方式可处理这些考虑事项中的一个，或精选的几个，而不需要照顾到下面讨论的全部考虑事项。下面讨论的部分包括从题目为“CompletelyAutomated Nuclear Power Reactors For Long-Term Operation：III.EnablingTechnology For Large-Scale，Low-Risk，Affordable Nuclear Electricity”的论文中节选的信息，该论文由Edward Teller，Muriel Ishikawa，Lowell Wood，Roderick Hyde和John Nuckolls在2003年7月的阿斯彭全球变化研究所研讨会(Workshop of the Aspen Global Change Institute)上发表，University ofCalifornia Lawrence Livermore National Laboratory，出版号为UCRL-JRNL-122708(2003)(这篇论文准备提交给2003年11月30日出版的Energy，The International Journal)，它的全部内容通过引用合并于此。
设想在反应堆10的实施方式中使用的某些核裂变燃料是典型地可以广泛获得的，诸如但不限于铀(天然的、贫化的或浓缩的)、钍、钚或者甚至先前燃烧过的核裂变燃料组件。其它的，不那么普遍可获得的核裂变燃料，诸如但不限于，其它的锕系元素或其同位素也可以用于反应堆10的实施方式中。尽管反应堆10的某些实施方式考虑在大约1/3世纪到大约1/2世纪或更长的量级以全功率长期运行，但是反应堆10的某些实施方式的方面不考虑核燃料补给(nuclear refueling)(而是考虑在寿命终结时就地埋藏)，而反应堆10的实施方式的某些方面考虑核燃料补给--某些核燃料补给发生在停机期间，而某些核燃料补给发生在开机运行期间。也考虑到，在某些情形下可避免核裂变燃料的再处理，因此减少转变成军事用途的可能性以及其它问题。
其它可能影响反应堆10的某些实施方式的选择的考虑事项包括以明显安全的方式处置在运行过程中产生的长期存在的放射性。设想反应堆10能够减少由于操作者错误而引起的危害，诸如冷却剂损失事故(LOCA)的严重事故，或诸如此类。在某些方面，可以以低风险且廉价的方式实现停止运行。
例如，反应堆10的某些实施方式可能需要将地点选在地下，由此解决进入生物圈的放射性的大的、突然的释放和小的、稳态的释放。反应堆10的某些实施方式可能需要最小化操作人员控制，由此使那些实施方式尽可能实际地自动化。在某些实施方式中，考虑面向寿命周期的设计(life-cycle-oriented design)，其中反应堆10的那些实施方式可以从启动一直运行到寿命终结而停机。在某些面向寿命周期的设计中，该实施方式可以以实质上完全自动化的方式运行。反应堆10的某些实施方式使它们自己适合于模块化构造。最后，反应堆10的某些实施方式可以根据高功率密度进行设计。
反应堆10的各种实施方式的某些特征由上面的一些考虑事项产生。例如，同时适应实现1/3-1/2世纪(或更长)的全功率运行而不需要核燃料补给和避免可能导致使用快中子能谱的核裂变燃料再处理的需要。作为另一个例子，在某些实施方式中，诸如通过强的快中子吸收剂在局部反应上实现的负反馈，负的反应性温度系数(αT)被设计到反应堆10中。作为又一个例子，在反应堆10的某些实施方式中，分布式温度调节器使得传播核裂变燃料燃烧的核裂变爆燃波模式成为可能。这个模式同时允许非浓缩的锕系燃料，诸如天然的铀或钍的高平均燃尽，并且允许在芯的燃料供送(fuel charge)中使用核可裂变材料的适度同位素浓缩的相当小的“核裂变点火器”区域。作为另一个例子，在反应堆10的某些实施方式中，在主要的和次要的芯冷却中提供了多重备份(multiple redundancy)。
核裂变反应堆的例证性的实施方式
既然已经阐明在反应堆10的某些实施方式后的某些考虑事项，将予以说明关于反应堆10的例证性的实施方式的更详细内容。需要强调的是，下列反应堆10的例证性的实施方式的说明仅是通过非限制性例子给出的，而不是通过限制的方式给出。如上所述，考虑了反应堆10的几个实施方式，还有反应堆10的更进一步的方面。在关于反应堆10的例证性的实施方式的详细内容被讨论后，其它实施方式和方面也将被讨论。
仍然参考图1A，反应堆10的例证性的实施方式包括核裂变反应堆芯组件100，它布置在反应堆压力容器12内。核裂变点火器110是可移动地接纳在反应堆芯组件100中的。关于核裂变点火器110的例证性例子的详细内容将在下面说明。核裂变反应堆芯组件100的几个实施方式和方面被考虑，这将在后面讨论。涉及核裂变反应堆芯组件100的某些特征将在稍后仔细讨论，这些特征包括核裂变燃料材料和它们各自的原子核物理学、燃料组件、燃料几何结构以及核裂变爆燃波的启动和传播。
反应堆压力容器12适宜地是本领域熟知的任何可接受的压力容器，且由任何可接受地用于反应堆压力容器的材料制成，诸如不限于，不锈钢或合金，如HT-9。在反应堆压力容器12中，中子反射器(未示出)和辐射屏蔽层(未示出)围绕核裂变反应堆芯组件100。在某些实施方式中，反应堆压力容器12建在地下。在这种情况下，反应堆压力容器12也可用作核裂变反应堆芯组件100的掩埋容器(burial cask)。在这些实施方式中，反应堆压力容器12适合由隔离材料，诸如干砂的区域(未示出)所围绕，用于长期的环境隔离。该隔离材料的区域(未示出)可以具有直径为大约100m的大小。但是，在其它实施方式中，反应堆压力容器12建在地球表面上或靠近地球表面。
反应堆冷却剂回路14将来自核裂变反应堆芯组件100中的核裂变的热转移到应用热交换器(application heat exchanger)16。反应堆冷却剂可以依照具体应用的要求选择。在某些实施方式中，反应堆冷却剂适宜地是氦(He)气。在其它实施方式中，反应堆冷却剂适宜地可以是其它的加压惰性气体，诸如氖、氩、氪、氙或其它流体，诸如水或气态或超流体二氧化碳，或液态金属，诸如钠或铅，或金属合金，诸如Pb-Bi，或有机冷却剂，如聚苯或碳氟化合物。根据需要，该反应堆冷却剂回路适宜地可以由钽(Ta)、钨(W)、铝(Al)、钢或其它含铁或非铁类合金制成，或由钛基合金或锆基合金制成，或由其它金属或合金制成，或由其它结构材料或复合材料制成。
在某些实施方式中，应用热交换器16可以是蒸汽发生器，它产生被设置作为使机器旋转，诸如使在发电站20中的电力涡轮发电机18旋转的原动力的蒸汽。在这种情况下，核裂变反应堆芯组件100适宜地在高工作压力和温度下运行，诸如高于1,000K左右，且在该蒸汽发生器中产生的蒸汽可以是过热蒸汽。在其它实施方式中，应用热交换器16可以是在较低的压力和温度下(即，不需要是非过热蒸汽)产生蒸汽的任何蒸汽发生器，且核裂变反应堆芯组件100在低于大约550K的温度下运行。在这些情况中，应用热交换器16可以为应用，诸如用于海水的淡化厂或用于通过蒸馏将生物量处理成乙醇，或诸如此类的应用提供工艺热(process heat)。
可选的反应堆冷却剂泵22使反应堆冷却剂循环通过核裂变反应堆芯组件100和应用热交换器16。注意，尽管该例证性的实施方式显示了泵和利用重力驱动的循环，但是其它方法可以不采用泵或循环结构，或可以是类似地在几何上受到限制。当核裂变反应堆芯组件100与应用热交换器16近似垂直地共面使得不产生热驱动位差(thermal driving head)时，适宜提供反应堆冷却剂泵22。当核裂变反应堆芯组件100建在地下时，也可以提供反应堆冷却剂泵22。但是，当核裂变反应堆芯组件100建在地下或以任何方式使得核裂变反应堆芯组件100在应用热交换器16下方垂直地隔开时，可能在从反应堆压力容器12排出的反应堆冷却剂和以比从反应堆压力容器12排出的反应堆冷却剂低的温度从应用热交换器16排出的反应堆冷却剂之间形成热驱动位差。当存在足够的热驱动位差时，就不需要为了提供使反应堆冷却剂充分循环通过核裂变反应堆芯组件100以在开机运行期间移除来自裂变的热而提供反应堆冷却剂泵22。
在某些实施方式中，可以提供不止一个反应堆冷却剂回路14，因此，如果发生严重事故，诸如冷却剂损失事故(LOCA)或流量损失事故(LOFA)或初级到次级泄漏(primary-to-secondary leak)或诸如此类，给其它反应堆冷却剂回路14中的任一个提供备份。每个反应堆冷却剂回路14通常设定为全功率运行，但是某些应用可以排除这个约束。
在某些实施方式中，在反应堆冷却剂系统14的线路中设置一次性封闭器(one-time closure)24，诸如反应堆冷却剂截止阀。在所设置的各个反应堆冷却剂回路14中，在来自反应堆压力容器12的出口线路上和从应用热交换器16的出口到反应堆压力容器12的返回线路上设置封闭器24。一次性封闭器24是快速作用的封闭器(fast-acting closure)，它在紧急情况下，诸如在反应堆冷却剂中发现显著的裂变产物夹带时快速关闭。除了自动致动的常规阀的冗余系统(未示出)外，还提供了一次性封闭器24。
提供吸热热交换器(heat-dump heat exchanger)26来移除余热(after-lifeheat)(衰变热)。吸热热交换26包括配置成将衰变热移除冷却剂循环通过核裂变反应堆芯组件100的主回路。吸热热交换器26包括连接到设计的吸热热管道网(未示出)的次级回路。在某些情况下，例如，为了备份的目的，可以提供不止一个的吸热热交换器26。所提供的吸热热交换器26的每一个可以位于核裂变反应堆芯组件100上方的一段垂直距离处，以便提供充分的热驱动位差来使得衰变热移除冷却剂自然流动而不需要衰变热移除冷却剂泵。但是，在某些实施方式中，可以提供衰变热移除泵(未示出)，或如果在适当的地方提供的话，则反应堆冷却剂泵可用于衰变热的移除。
由于已经提供了反应堆10的例证性的实施方式的概述，将讨论其它实施方式和方面。首先讨论核裂变反应堆芯组件100的实施方式和方面。先阐述核裂变反应堆芯组件100及其原子核物理学和核裂变爆燃波的传播的概述，接下来说明核裂变反应堆芯组件100的例证性的实施方式和其它方面。
概括地说或以总括的方式给出，反应堆芯组件100的结构部件可以由钽(Ta)、钨(W)、铼(Re)、或碳复合材料、陶瓷或类似物制造。由于核裂变反应堆芯组件100运行所处的高温，并且因为材料在设想的全功率运行生命周期上的抗蠕变性、机械可加工性以及抗腐蚀性，这些材料是合适的。结构部件可以由单一材料，或由材料的组合(如，涂层、合金、多层、复合材料或类似物)制造。在某些实施方式中，反应堆芯组件100在充分低的温度下运行，使得其它材料，诸如铝(Al)、钢、钛(Ti)或类似材料，可单独地或以组合方式用于结构部件。
核裂变反应堆芯组件100包括核裂变点火器110和较大的核裂变爆燃燃烧波传播区域。该核裂变爆燃燃烧波传播区域适宜地包括钍或铀燃料，并按快中子能谱裂变增殖的一般原理起作用。在某些实施方式中，通过调节局部中子通量并因此控制局部功率产生的温度调节模块(thermostatingmodule)来维持贯穿整个核裂变反应堆芯组件100的均匀的温度。
由于有效利用核裂变燃料和最小化对同位素浓缩的要求的原因，核裂变反应堆芯组件100适宜地是增殖反应堆。此外，现在参考图1B和1C，核裂变反应堆芯组件100适宜地利用快中子能谱，因为用于热中子的裂变产物的高吸收截面通常不允许利用超过约1％的钍或在以铀为燃料的实施方式中，不允许利用更充裕的铀同位素U238，而不去除裂变产物。
图1B中，示出了在10-3-107eV的中子能范围内，对于以Th232为燃料的实施方式的所感兴趣的主导的中子驱动的核反应的截面。可以看到，在裂变产物原子核上的辐射俘获的损耗主导了在近热(～0.1eV)能处的中子的有效使用，但是在高于共振俘获区域(介于～3-300eV之间)时相对地可以忽略不计。因此，当试图实现高增益的增殖性到可裂变的增殖反应堆时，利用快中子能谱运行能有助于排除燃料再循环(即，周期性或连续地移除裂变产物)。所显示的对于裂变产物的辐射俘获截面是那些用于来自快中子诱导裂变的中间-Z原子核的辐射俘获截面，该中间-Z原子核经历后续β-衰变直到可以忽略的程度。在核裂变反应堆芯组件100的实施方式的燃烧波中心部位中的那些将经历某些衰变，并因此将具有稍高的中子活性(neutron avidity)。然而，参数研究表明，芯燃料燃烧的结果可能对于这种衰变的精确程度不敏感。
在图1C中，在图1C的上部分，描绘了在中子能范围的最令人感兴趣的部分，＞104eV和＜106.5eV之间，对于以Th232为燃料的实施方式的主要感兴趣的主导的中子驱动的核反应的截面。反应堆10的实施方式的中子能谱峰值在≥105eV的中子能区域。图1C的下部分包含这些截面对中子能与在Th232上中子辐射俘获，增殖性到可裂变的增殖步骤的截面的比率(如得到的Th232快速地β-衰变为Pa233，然后Pa233相对慢地β-衰变为U233，类似于在通过U238的中子俘获上的U239-Np239-Pu239β-衰变链)。
可以看到，在裂变产物上的辐射俘获损耗在所感兴趣的中子能范围内是相对可以忽略不计的，此外，高性能结构材料，诸如Ta的百分之几十的原子分数将可承受的负载强加到核裂变反应堆芯组件100的中子的有效利用上。这些数据也表明，可以实现超过50％的平均芯燃料烧尽，并且当反应性最后因裂变产物积累而驱动成负时，核裂变爆燃波后的裂变产物与可裂变原子的比率将大约是10∶1。
核裂变爆燃波燃烧前沿的产生与传播
现在将说明在核裂变反应堆芯组件100内的例证性的核裂变爆燃波。通过可燃材料的爆燃燃烧波的传播能够释放可预测水平的功率。此外，如果该材料结构具有适当的时不变特征，那么接下来的功率产生可以处于稳定水平。最后，如果爆燃波传播速度可以以可行的方式外部调整，那么能量释放速度以及因此的功率产生可以按需要进行控制。
在缺乏某些控制的情况下，作为在波传播的最早阶段的能量释放的流体动力学的结果，由于原始核裂变燃料结构的分解，因此持续不变的核裂变爆燃波实际上是罕见的。
但是，在核裂变反应堆芯组件100的实施方式中，核裂变爆燃波可以在可裂变燃料中以亚音速的方式产生和传播，该可裂变燃料的压力实质上不依赖于它的温度，因此它的流体动力学实质上是“固定的”。在核裂变反应堆芯组件100中的核裂变爆燃波的传播速度可以以某种方式控制，使得有益于大规模发电，诸如在类似于反应堆10的实施方式的发电反应堆系统中。
下面说明核裂变爆燃波的原子核物理学。通过俘获任何能量的中子而引发的锕系元素的选定同位素-可裂变的那些同位素-的核裂变，允许在任何材料温度，包括任意低的温度下，释放核结合能。由该可裂变的锕系元素俘获的中子可以由核裂变点火器110提供。
通过实质上任何锕系同位素的核裂变，平均地，每俘获一个中子释放不止一个单个中子可以在这类材料中提供以离散的中子为媒介的核裂变链反应的机会。通过某些锕系同位素的核裂变，对于每个俘获的中子释放超过两个的中子(平均地，在某些中子能范围上)可允许首先通过最初的中子俘获将不可裂变同位素的原子转换成可裂变的原子(通过中子俘获和后续的β-衰变)，然后在第二个中子俘获过程中中子裂变新产生的可裂变同位素的原子核。
平均地，如果来自给定的核裂变事件的一个中子可以辐射地俘获在不可裂变但‘可增殖的’原子核上，然后不可裂变但‘可增殖的’原子核将转变(诸如通过β-衰变)成为可裂变的原子核且来自同样裂变事件的第二个中子可以俘获在可裂变的原子核上，因此，诱发裂变，那么大多数真正高Z(Z≥90)的核素可以被燃烧。特别地，如果这些安排的任一种是稳态的，那么可以满足在给定材料中传播核裂变爆燃波的充分条件。
由于在将增殖性的原子核转变为可裂变的原子核的过程中的β-衰变，波行进的特征速度的量级为由中子从它的裂变产生到它在增殖性的原子核上的辐射俘获所行进的距离(即，平均自由程)与从该增殖性的原子核到可裂变的原子核引起的(在这个链中的最长寿命的原子核)β-衰变的半衰期的比率。在正常密度的锕系中的这样的特征裂变中子传输距离大约是10cm，而对于所感兴趣的大多数情形，该β-衰变的半衰期是105-106秒。相应地，对于某些设计，该特征波速是10-4-10-7cm/sec，或大约是典型核爆震波速度的10-13-10-14。这样一种相对慢的前进速度表明，该波具有爆燃波的特征，而不具有爆震波的特征。
如果该爆燃波试图加速，它的前沿面临越来越纯的增殖性材料(它在中子意义上是相当有损耗的)，因为远超前于该波中心的可裂变的原子核的浓度指数地变低。因此，该波的前沿(此处称为“燃烧前沿”)停顿或减慢。相反地，如果该波速度减慢，由连续的β-衰引起的可裂变的原子核的局部浓度增加，裂变和中子产生的局部速度上升，因此该波的前沿，即燃烧前沿，加快。
最后，如果足够快地从波正在其中传播的、最初增殖性的物质的结构的所有部分中移除与核裂变相关的热，则该传播可以在任意低的材料温度下发生--尽管中子和裂变原子核的温度可能是大约1MeV。
这种用于产生和传播核裂变爆燃波的条件可以利用容易获得的材料实现。尽管锕系元素的可裂变的同位素，绝对地和相对于这些元素的增殖性的同位素而言在地球上是稀少的，但是可裂变的同位素可以被集中、浓缩和合成。利用天然存在的和人造的可裂变的同位素，分别如U235和Pu239来启动和传播核裂变爆震波是众所周知的。
考虑有关的中子截面(显示在图1B和1C中)表明，如果在该波中的中子能谱是“强的(hard)”或“快速的”中子能谱，则核裂变爆燃波就可以燃烧天然存在的锕系，如Th232或U238的芯的大部分。即，如果在该波中承载链反应的中子具有的能量与中子从初期的裂变碎片所消散的大约1MeV相比不是非常小，那么当裂变产物的局部质量分数变成与该增殖性的材料的局部质量分数相当时，就可以避免对时空-局部中子的有效使用的较大损失(回想，单摩尔的可裂变材料裂变转化成两摩尔的裂变产物原子核)。即使对于具有期望的高温特征的典型的中子反应堆结构材料，例如Ta的中子损失，在中子能≤0.1MeV时可能变得可观。
另一考虑是与中子裂变多样性的入射中子能，v，以及导致裂变(而不仅仅是发射γ射线)的所有中子俘获事件的分数相关的(相对小的)变化。在没有来自芯的中子泄漏或在其体内缺乏寄生吸收(如在裂变产物上)时，对于核裂变反应堆芯组件100的可裂变的同位素的每一种，函数α(v-2)的代数符号构成核裂变爆燃波在与总的可裂变的同位素质量预算相比的增殖性的材料中传播的可能性的条件。对于所有感兴趣的可裂变的同位素，从大约1Mev的裂变中子能往下到共振俘获区域，该代数符号通常都是正的。
量α(v-2)/v是那些在爆燃波传播期间，由于泄漏、寄生吸收或几何发散而损失的总裂变产生中子的分数的上限。注意到，对于在中子能范围上的主要可裂变的同位素，该分数是0.15-0.30，其在实际感兴趣的所有实际上未减速的锕系同位素结构(大约0.1-1.5MeV)中占优势。与(超)热能的中子(参见图1C)占优势的情形形成对比，其中由于裂变产物引起的寄生损失控制由1-1.5十进制数量级的增殖性到可裂变的转换引起的损失，在中子能范围0.1-1.5MeV上，通过在增殖性的同位素上俘获的可裂变元素产生量超过通过裂变产物俘获的可裂变元素产生量0.7-1.5的数量级。前者表明，在或近热中子能时，增殖性到可裂变的转换仅仅1.5-5％的程度是可行的，而后者表明，对于近裂变能中子能谱，期望得到超过50％的转换。
考虑到核裂变爆燃波的传播条件，在某些方法中，对于非常大的“自反射的”锕系结构，可以实际上忽略中子泄漏。参考图1C和对中子在锕系原子核上完全由散射减速的程度的分析估计，可以理解，在地球上相对丰富的两类锕系：Th232和U238，分别是天然存在的钍和铀的唯一的和主要的(即长寿命的)同位素成分的足够大的结构上，可以建立爆燃波传播。
具体地说，在中子能显著减小到低于0.1MeV之前，在这些锕系同位素中传输裂变中子可能导致在增殖性的同位素原子核上的俘获或导致可裂变原子核的裂变(因此易受俘获在裂变产物原子核上的不可忽视的可能性的影响)。参考图1B，可以理解，裂变产物原子核浓度可显著地超过增殖性的原子核浓度，且可裂变的核浓度的数量级可以比裂变产物或增殖性的原子核二者中浓度低的那个还要小，同时维持数量上基本可靠。仔细考虑有关的中子散射截面表明，锕系元素的正圆柱结构将具有＞＞200gm/cm2的密度-半径乘积--即，它们将具有半径＞＞10-20cm的实体密度的U238-Th232，锕系元素的正圆柱结构充分延伸，以便对于裂变中子的径向尺寸而言，其相对于裂变中子是无限厚的--即，自反射。
增殖并燃烧的波提供充分过剩的中子以将新的可裂变材料1-2个平均自由程增殖到还未燃烧的燃料中，有效地替换在该波中燃烧过的可裂变燃料。在该燃烧波的峰值后面的“灰烬”基本上是“中子中性的(neutronically neutral)”，这是由于它的可裂变部分的中子反应性刚好被结构的寄生吸收和在泄漏顶部的裂变产物存量所平衡。如果在该波传播时，在波中心以及刚好在它之前的可裂变原子的存量是时间稳定的，那么它就这样稳定地进行；如果稍不时间稳定，那么该波就正在“熄灭”，而如果更加时间稳定，该波可以称作为“加速的”。
因此，核裂变爆燃波可以在天然存在的锕系同位素的结构中传播，并在基本上稳态的条件中维持一段长时间间隔。
上述讨论已经通过非限制例子考虑了直径少于1米左右的天然铀或钍金属的圆柱体--并且如果采用了有效的中子反射器，它的直径事实上可以更小--它可以在任意大的轴向距离上稳定地传播核裂变爆燃波。但是，核裂变爆燃波的传播不能被认为局限于圆柱体、对称的几何形状、或简单连接的几何形状。为此目的，核裂变反应堆芯组件100的可选的几何形状的另外的实施方式在第11/605,943号美国专利申请中描述，该申请题目为“AUTOMATED NUCLEAR POWER REACTOR FOR LONG-TERMOPERATION”，以RODERICK A.HYDE，MURIEL Y.ISHIKAWA，NATHAN P.MYHRVOLD和LOWELL L.WOOD，JR.作为发明人，申请日为2006年11月28日，它的全部内容通过引用合并于此。
核裂变爆燃波的传播对核裂变反应堆10的实施方式有影响。作为第一例子，局部材料温度反馈可以在爆燃波中子的有效利用中以可以接受的代价强加在局部核反应速度上。中子反应性的这种大的负温度系数赋予控制该爆燃波的前进速度的能力。如果极少的热功率被从燃烧的燃料中提取，它的温度升高且依赖温度的反应性减弱，以及在波中心的核裂变速率相应地变小，而该波的时间方程(equation-of-time)仅显示非常小的轴向前进速度。类似地，如果热功率移除速度很快，该材料温度下降且中子反应性上升，波内中子的有效利用变得相对地不受抑制，并且波沿轴向相对快速地前进。有关核裂变反应堆芯组件100的实施方式中的温度反馈的例证性的实施方式的详细内容在第11/605,933号美国专利申请中描述，该申请题目为“CONTROLLABLE LONG TERM OPERATION OF ANUCLEAR REACTOR”，以RODERICK A.HYDE，MURIEL Y.ISHIKAWA，NATHAN P.MYHRVOLD和LOWELL L.WOOD，JR.作为发明人，申请日为2006年11月28日，它的全部内容通过引用合并于此。
作为核裂变爆燃波的传播对核裂变反应堆10的实施方式的影响的第二个例子，可利用少于核裂变反应堆10中的所有的总裂变中子产量。例如，局部材料温度温度调节模块可以利用核裂变反应堆10中的总裂变产量的大约5-10％。核裂变反应堆10中的总核裂变产量的另外的≤10％可能损耗在核裂变反应堆10的结构部件中使用的相当大数量的高性能、高温度的结构材料(如Ta、W、或Re)中的寄生吸收上。这种损耗为了在转变成电力过程中实现≥60％的热动力学效率以及获得高系统安全品质因数而发生。这些材料中的Z，诸如Ta、W和Re，是锕系元素中的Z的大约80％，因此与锕系元素中的高能中子的辐射俘获截面相比，它们对于高能中子的辐射俘获截面不是特别小，如在图1B和1C中针对Ta所表示的。在核裂变反应堆10中的总裂变产量的最后5-10％可能损耗在裂变产物中的寄生吸收上。如上所提到的，典型地，中子的有效利用是足够富裕的，以致在不存在泄漏和快速几何发散的情况下，总裂变中子产量的大约0.7就足以维持爆燃波的传播。这与利用低浓缩燃料的(超)热中子功率反应堆形成强烈对比，对于利用低浓缩燃料的(超)热中子功率反应堆而言，在设计和操作中的中子的有效利用规则必须是严格的。
作为核裂变爆燃波传播对核裂变反应堆10的实施方式的影响的第三个例子，核裂变爆燃波特有的最初的锕系燃料存量的高燃烧(大约50％到80％的量级)允许开采燃料(as-mined fuel)的高效利用--而且不需要再处理。现在参考图1D-1H，在全反应堆功率被连续要求超过1/3世纪的时间间隔的情况下，描述了在核裂变爆燃波产生(在此称为“核裂变点火”)后反应堆的使用寿命期间的四个相等间隔时间中，核裂变反应堆芯组件100的实施方式的燃料供送特征图示。在图示的实施方式中，两个核裂变爆燃波波前沿从产生部位28(靠近核裂变反应堆芯组件100的中心且核裂变点火器110布置在其中)向核裂变反应堆芯组件100的末端传播。在核裂变反应堆芯组件100的燃料供送的全点火之后，在各个时间点上核裂变爆燃波对的前沿的相应位置图示在图1D中。图1E、1F、1G和1G分别说明大约在核裂变点火后大约7.5年、15年、22.5年和30年的时间，作为纵轴标值的、在一系列代表性的近轴区间上的各种同位素成分的质量(以每cm轴向芯长度的总质量kg表示)和在指示的轴向位置的燃料的比功率(specific power)(以W/g表示)对作为横轴标值的、沿着例证性而非限制的10米长的燃料供送的轴向位置。中心的扰动是由于产生部位28(图1D)指示的核裂变点火器110的存在。
应注意，来自燃烧前沿之后的最激烈燃烧区域的中子通量在该燃烧前沿的前沿位置上增殖富含可裂变的同位素的区域，因此起到推进该核裂变爆燃波的作用。在该核裂变爆燃波的燃烧前沿扫过给定质量的燃料之后，只要在可利用的增殖性原子核上中子的辐射俘获比在裂变产物原子核上中子的辐射俘获明显更有可能，则可裂变原子的浓度就持续上升，同时正在进行的裂变产生越来越大质量的裂变产物。在任何给定时刻，核功率产生密度在燃料供送的这个区域上达到顶峰。也应注意，在举例的实施方式中，在核裂变点火器110的左边和右边的两种稍微不同类型的温度调节单元的差异作用导致相应的稍微差异的功率产生水平。
仍然参考图1D-1H，可以看到，远在核裂变爆燃波前进的燃烧前沿之后，裂变产物原子核(它们的质量平均接近可裂变原子核的质量的一半)相对于可裂变原子核的浓度比率上升到与可裂变的裂变相对于裂变产物辐射俘获截面(图1B)的比率可比较的值，于是“局部中子反应性”稍微变负，并且远在核裂变爆燃波的燃烧前沿之后，燃烧和增殖都有效停止--也可以从相互比较图1E、1F、1G和1H来理解。
在核裂变反应堆10的某些实施方式中，在反应堆中的所有曾经使用的核裂变燃料在核裂变反应堆芯组件100的制造过程中安装，且未曾从在核裂变点火后不能再进入的核裂变反应堆芯组件100中移除用过的燃料。但是，在核裂变反应堆10的某些其它实施方式中，在核裂变点火后，附加的核裂变燃料被添加到核裂变反应堆芯组件100中。然而，在核裂变反应堆10的某些其它实施方式中，用过的燃料被从该反应堆芯组件中移除(以及，在某些实施方式中，从核裂变反应堆组件100中移除用过的燃料可以在核裂变反应堆10处于开机运行期间进行)。这种例证性的加燃料和卸燃料在第11/650,848号美国专利申请中给予了说明，该申请题目为“METHOD AND SYSTEM FOR PROVIDING FUEL IN A NUCLEARREACTOR”，以RODERICK A.HYDE，MURIEL Y.ISHIKAWA，NATHANP.MYHRVOLD以及LOWELL L.WOOD，JR.作为发明人，申请日为2006年11月28日，它的内容通过引用合并于此。当核裂变爆燃波扫过锕系“燃料”的任何给定的轴向元素，将它转变成裂变产物“灰烬”时，不管用过的燃料是否移除，装载状态的燃料(as-loaded fuel)的预扩充允许较高密度的锕系被较低密度的裂变产物所替代，而燃料元素的任何总体积不变。
概括地说，进入Th232或U238燃料供送的核裂变爆燃波的发射容易利用在可裂变的同位素中浓缩的“核裂变点火器模块”来实现。用于发射核裂变爆燃波的例证性的核裂变点火器模块和方法将在下面进一步详细讨论。较高浓缩导致更紧凑的模块，而最小质量的模块可以使用减速剂浓度梯度。此外，核裂变点火器模块设计可部分地由非技术因数决定，如在各种情况下防止材料转向军事目的。
虽然前述实施方式的例证性的核裂变点火器包括配置成启动燃烧波前沿的传播的核裂变材料，但是在其它方法中，例证性的核裂变点火器也可以具有其它类型的反应性源。例如，其它核裂变点火器可以包括“燃烧余烬”，如，通过暴露于在传播的核裂变爆燃波反应堆内部的中子，在可裂变同位素中浓缩的核裂变燃料。这种“燃烧余烬”可以用作核裂变点火器，尽管有各种数量的裂变产物“灰烬”的存在。在启动核裂变爆燃波的其它方法中，此处描述的例证性的核裂变点火器模块可以用于补充其它中子源，这些中子源利用了由电驱动的高能离子源(诸如质子、氘核、α粒子，或类似物)或电子，而其则可以产生中子。在一种例证性的方法中，粒子加速器，诸如线性加速器可以被安置以将高能质子提供到中间材料，而中间材料则可以提供这种中子(如通过散裂)。在另一种例证性方法中，粒子加速器，诸如线性加速器可以被安置以将高能电子提供到中间材料，而中间材料则可以提供这种中子(如通过高Z元素的电裂变和/或光裂变)的。可替换地，其它已知中子发射方法和结构，诸如电诱导的聚变方法，可以提供中子(如来自D-T聚变的14MeV中子)，因此，除了此处描述的例证性的核裂变点火器外，它可以用于启动传播的裂变波。
由于已经讨论了燃料供送和核裂变爆燃波的原子核物理学，将讨论关于“核裂变点火”和核裂变爆燃波的维持的更详细内容。在可裂变材料，诸如U235或Pu239中适度浓缩的例证性的中心安置的核裂变点火器(诸如那些将在下面进一步详细描述的)使中子吸收材料(诸如氢硼化物)(诸如通过操作员控制的电加热)从它移除，并且该核裂变点火器变成中子临界的(neutronically critical)。局部燃料温度上升到设计设定点，且此后由局部温度调节模块调节(在第11/605,943号美国专利申请中进行详细讨论，该申请题目为“AUTOMATED NUCLEAR POWER REACTOR FORLONG-TERM OPERATION”，以RODERICK A.HYDE，MURIEL Y.ISHIKAWA，NATHAN P.MYHRVOLD和LOWELL L.WOOD，JR.作为发明人，申请日为2006年11月28日，它的全部内容通过引用合并于此)。来自U235或Pu239的快速裂变的中子大部分最初在U238或Th232上被俘获。
可以理解，通过将耐火减速剂，如石墨的径向密度梯度引入核裂变点火器以及直接地围绕它的燃料区域中，核裂变点火器的铀浓缩可以降低到几乎不大于轻水反应堆(LWR)燃料的铀浓缩水平。高减速剂密度使得低浓缩燃料满意地燃烧，而减少减速剂密度允许发生高效的可裂变增殖。因此，优化的核裂变点火器设计可以包括来自完全点火的芯燃料供送的增殖鲁棒性(proliferation robustness)和从初始的临界性到可获得全额定功率的最小延迟时间之间的折衷考虑。较低的核裂变点火器浓缩需要更多的增殖产生，因此需要更长的延迟时间。
核裂变反应堆芯组件100的峰值(未调节)反应性在核裂变点火过程的第一阶段缓慢降低，因为尽管总可裂变同位素存量单调地增加，但是这个总存量正变得空间上更分散。作为初始燃料几何形状、燃料浓缩对位置以及燃料密度的选择的结果，在得到其最小值的时间点上，最大反应性可以被设置成仍是稍微为正。紧接其后，该最大反应性开始快速上升到它的最大值，对应于在增殖区域中的可裂变同位素存量实质上超过残留在该核裂变点火器中的可裂变同位素存量。然后，准球环形壳体提供最大比功率产生。此时，核裂变反应堆芯组件100的燃料供送称为“点火的”。
既然核裂变反应堆芯组件100的燃料供送已经是“点火的”，现在将讨论核裂变爆燃波的传播，在此也称为“核裂变燃烧”。最大比核功率生产的球形发散壳体连续从核裂变点火器向着该燃料供送的外表面径向地前进。当它到达这个表面时，它自然地分成两个球形带状表面，一个表面以两个相反方向的每一个沿着该圆柱的轴传播。在这个时间点上，形成了芯的全热功率生产潜能。这个时间间隔被描绘成两个轴向传播的核裂变爆燃波燃烧前沿的启动的时间间隔。在某些实施方式中，芯的燃料供送的中心被点燃，因此产生两个相反方向传播的波。这种布局使在任意给定时间在其中发生功率生产的芯的质量和体积加倍，因此减少了芯的峰值比功率生产的两倍，于是在数量上将热传输挑战减到最小。但是，在其它实施方式中，根据特定应用的需要，芯的燃料供送在一个末端被点燃。在其它实施方式中，芯的燃料供送也可以在多个位置被点燃。在另外的实施方式中，根据特定应用的要求，该芯的燃料供送在该芯内部的任何3-D位置被点燃。在某些实施方式中，两个传播的核裂变爆燃波将被点燃，并远离核裂变点火位置传播，但是，取决于几何形状、核裂变燃料组成、中子改性的控制结构的行为或其它考虑，核裂变爆燃波的不同数目(如一、三或更多)可以被点燃和传播。但是，为便于理解，此处的讨论涉及但不限于，两个核裂变爆燃波前沿的传播。
从这个时刻向前直到两个波到达两个相对的末端时碎开，核功率生产的物理性质在任一波的框架中实际上是时间稳定的，如在图1E-1H所表示的。波向前通过燃料的速度与局部中子通量成正比，局部中子通量又线性地依赖于借助在温度调节模块(未示出)的核裂变爆燃波的中子预算上的整体作用而对核裂变反应堆芯组件100要求的热功率。
当反应堆通过流入芯的较低温度的冷却剂而要求更高功率时，该芯的两个末端(在某些实施方式中它们最靠近该冷却剂入口)的温度下降到稍低于该温度调节模块的设计设定点，因此中子吸收剂被从芯的温度调节模块的相应的亚域(sub-population)收回，并且因此允许局部中子通量增加，以将局部热功率产出带到驱动局部材料温度上升到该局部温度调节模块的设定点的水平。
但是，在两个燃烧前沿的实施方式中，直到冷却剂的两个分开的流移入该两个核燃烧前沿，这个过程不能有效地显著加热冷却剂。假定该核裂变燃料温度不会变的过高(且不考虑在该芯中冷却剂到达的温度)的话，芯的燃料供送的这两个部分--当没有被该温度调节模块的中子吸收剂抑制时它们能够产生显著水平的核功率--然后起作用以将该冷却剂加热到由它们的模块的设计设定点规定的温度。然后，这两个冷却剂流朝两个燃烧前沿中心后移动穿过已经燃烧的燃料的两个部分，带走残余的核裂变热功率和来自它们的余热热功率，二者在该燃料供送的中心离开。这种布置通过“修整”主要来自每个前沿的后缘的过剩的中子来促进这两个燃烧前沿向着燃料供送的两个末端传播，如在图1E-1H所示。
因此，可以认为芯的中子物理学基本上是自调整的。例如，对于圆柱形芯的实施方式，当该圆柱形芯的燃料密度半径乘积≥200gm/cm2时(即，对于适当快的中子能谱，在典型组成的芯中的中子诱导的裂变的1-2个平均自由程)，可以认为芯的原子核物理学基本上是自调整的。在这种芯设计中，中子反射器的一个功能是充分减低由反应堆的外面部分，诸如它的辐射屏蔽层、结构支撑、温度调节模块以及最外面的壳所见的快中子积分通量。它对芯的性能的附带影响是改善在燃料的最外面部分的增殖效率和比功率，但是它的价值主要是反应堆经济效率的增强。在低的总能量效率时，不使用燃料供送的在外的部分(outlying portion)，但是其具有与该燃料供送中心的那些部分可比的同位素燃烧水平。
最后，通过将中子毒物经由延伸到应用热交换器16(图1A)的任一主回路或将核裂变反应堆10(图1A)连接到吸热热交换器26(图1A)的余热排除回路(afterheat-dumping loop)注入冷却剂流中，可以在任何时间执行芯中子反应性失效的不可逆的操作(irreversible negation)。例如，用诸如BF3的材料少量地加载该冷却剂流，如果需要的话，可能伴随如H2的挥发性还原剂，经由在反应堆中所产生的高温指数地加速原本缓慢的化学反应2BF3+3H2-＞2B+6HF，可以将金属硼大体上均匀地沉积在穿过反应堆芯的冷却剂管的内壁上。硼则是高耐火的非金属，且将不会从它的沉积位置迁移。在芯中以＜100kg的数量大体上均匀地存在的硼可以无限长时间地使芯的中子反应无效，而不牵涉在反应堆附近使用动力机构。
核裂变点火器的例证性的实施方式和方面
现在将讨论核裂变点火器110的例证性的实施方式和方面。
现在参考图2A-2J，核裂变点火器110的非限制的例证性的实施方式显示成被安装在核裂变反应堆芯组件100的非例证性的实施方式中，该核裂变反应堆芯组件100适合与快中子能谱核裂变反应堆，诸如核裂变爆燃波反应堆一起使用。为此目的，核裂变反应堆芯组件100包括配置成在其中传播核裂变爆燃波的核裂变燃料材料，并可以称为核裂变爆燃波反应堆芯组件100。
核裂变爆燃波反应堆芯组件100界定冷却剂通道112。在某些实施方式中，反应堆冷却剂可以是氦气。但是，根据特定应用的需要，在其它实施方式中可以使用任何适当的反应堆冷却剂。
核裂变爆燃波反应堆芯组件100包括核燃料材料，该核燃料材料包括增殖性材料，诸如但不限于238U和/或232Th。核裂变爆燃波反应堆芯组件100的核裂变燃料材料还包括可裂变材料，诸如但不限于233U、235U和/或239Pu。在核裂变爆燃波反应堆芯组件100中的核裂变燃料材料的浓度可以依照特定应用的需要而在空间上变化。
可以理解，核裂变点火器110和核裂变爆燃波反应堆芯组件100是图示地示出的。同样地，并不意味着对核裂变点火器110或核裂变爆燃波反应堆芯组件100的形状的几何形状限制。如上面提到的，讨论了关于可以稳定传播核裂变爆燃波任意大轴向距离的天然铀或钍金属的圆柱体的详细内容。但是，再次强调，核裂变爆燃波的传播不是要被解释成局限于圆柱体或金属核裂变燃料或纯铀或钍核裂变燃料材料。核裂变爆燃波反应堆芯组件100的附加实施方式和布置在其中的燃料供送可以依照特定应用的需要具有任何可选的几何形状，并且描述在第11/605,943号美国专利申请中，该申请题目为“AUTOMATED NUCLEAR POWER REACTOR FORLONG-TERM OPERATION”，以RODERICK A.HYDE，MURIEL Y.ISHIKAWA，NATHAN P.MYHRVOLD和LOWELL L.WOOD，JR.作为发明人，申请日为2006年11月28日，它的全部内容通过引用合并于此。
例证性的核裂变点火器110的非限制的详细内容将在下面叙述。
核裂变点火器110能够适宜地将核裂变爆燃波发射到核裂变爆燃波反应堆芯组件100中。核裂变爆燃波在核裂变燃料材料中的发射和传播的原子核物理学已经在上面叙述，不需要再重复。
在例证性的实施方式中，核裂变点火器110包括可插入在核裂变爆燃波反应堆芯组件100中的核裂变燃料材料的一部分。当核裂变点火器110在核裂变爆燃波反应堆芯组件100外面时，核燃料材料的该部分具有小于1的K有效的(Keffetive)。当核裂变点火器110被安装到核裂变爆燃波反应堆芯组件100中时，核燃料材料的该部分被布置成建立至少为1的K有效的。用于传输处于核裂变爆燃波反应堆芯组件100外面的核裂变点火器110的例证性的传输组件将在下面进一步叙述。
核裂变点火器110的核燃料材料可以包括可裂变材料，诸如但不限于，233U、235U和/或239Pu。如果需要，除了该可裂变材料外，核裂变点火器110的核燃料材料可以包括增殖性材料。假定作为非限制性例子，增殖性材料可以包括但不限于，238U和/或232Th。在核裂变点火器110的核裂变燃料材料中的可裂变材料的浓度可以大于在核裂变爆燃波反应堆芯组件100的核裂变燃料材料中的可裂变材料的浓度。同样，核裂变点火器110的核裂变燃料材料的浓度可以依照特定应用的需要而在空间上变化。
现在参考图2A、2C、2E、2G和2I，在某些实施方式中，核裂变点火器110可以界定通道114。在某些实施方式中，为便于制造，通道114适宜地可以被界定成围绕核裂变燃料材料的外部。在某些其它实施方式中，通道114可以界定在核裂变点火器的内部。通道114界定成与冷却剂通道112对齐并相配。当核裂变点火器110插入到核裂变爆燃波反应堆芯组件100时，通道114与冷却剂通道114对齐，因此与冷却剂114相配。当通道114与冷却剂通道112对齐时，流动通过冷却剂通道112的反应堆冷却剂可以经由通道114流进并通过核裂变点火器110，并在离开核裂变点火器110后回到冷却剂通道112。在其它实施方式中，通道114不与冷却剂通道112对齐。
可以理解，通道114是核裂变点火器110的可选特征。为此目的，且现在参考图2B、2D、2F、2H和2J，在某些实施方式中，核裂变点火器110不界定任何通道。
返回参考图2A-2J并如上所述，当核裂变点火器110在核裂变爆燃波反应堆芯组件100外面时，核裂变点火器110的核裂变燃料材料具有小于1的K有效的。当核裂变点火器110在核裂变爆燃波反应堆芯组件100外面时，为了实现小于1的K有效的值，在某些实施方式中，提供了中子吸收材料。该中子吸收材料可以包括任何依照特定应用所需要的中子吸收材料，诸如但不限于10B和/或6Li。
在某些实施方式中，该中子吸收材料布置在核裂变点火器110的核裂变燃料材料中。在某些其它实施方式中，该中子吸收材料布置成围绕在核裂变点火器110的核裂变燃料材料的外部。
在某些实施方式中，该中子吸收材料是可移除的。当核裂变点火器110安装在核裂变爆燃波反应堆芯组件100中时，该中子吸收材料的移除有助于建立至少为1的K有效的。另外参考图3A和3B，该中子吸收材料可以通过任何希望的移除方法移除，诸如通过操作员控制的电加热，从端口118抽出流体，通过端口118填出(shimming-out)控制棒，或诸如此类。
在某些实施方式中，当核裂变点火器110安装在核裂变爆燃波反应堆芯组件100中时，根据需要可以采用其它模态(modality)来帮助建立至少为1的K有效的。下面描述的这些其它模态，根据特定应用的需要可以使用在核裂变点火器110内部，或核裂变爆燃波反应堆芯组件100内部，或同时在核裂变点火器110和核裂变爆燃波反应堆芯组件100内部。在某些实施方式中，这些模态可以仅在启动时使用。即，在模态中使用的材料可以在核裂变点火器110安装到核裂变爆燃波反应堆芯组件100后被加入，用于启动目的，并且如果需要的话，可以在启动后移除。在该模态中使用的材料可以任何希望的方式被加入和移除。例如但不限于，在模态中使用的材料可以根据需要通过端口118加入到核裂变点火器110和从该核裂变点火器110移除。
例如，在一个其它模态中，中子减速材料(neutron moderating material)可根据特定应用的需要而设置在核裂变点火器110内部，或在核裂变爆燃波反应堆芯组件100内部，或同时在核裂变点火器110和核裂变爆燃波反应堆芯组件100内部。作为非限制性例子，该中子减速材料可以包括重水、碳和/或7Li。
在另一模态中，中子反射材料(neutron reflecting material)可以根据特定应用的需要而设置在核裂变点火器110内部，或在核裂变爆燃波反应堆芯组件100内部，或同时在核裂变点火器110和核裂变爆燃波反应堆芯组件100内部。作为非限制性例子，该中子反射材料可以包括石墨和/或铍。
在另一模态中，中子倍增材料(neutron multiplicative material)可以根据特定应用的需要而设置在核裂变点火器110内部，或在核裂变爆燃波反应堆芯组件100内部，或同时在核裂变点火器110和核裂变爆燃波反应堆芯组件100内部。作为非限制性例子，该中子倍增材料可以包括9Be和/或铍化物(beryllides)。
核裂变点火器110的实施方式可以具有任何希望的形状。为此目的，核裂变点火器110的形状不想以任何形式进行限制。作为例子给出但不具有限制性，例证性的核裂变点火器110具体化地显示成球体(图2A和2B)、两个半球体(图2C和2D)、一个半球体(图2E和2F)、圆柱体(图2G和2H)以及长方体(图2I和2J)。
核裂变点火器110可以根据特定应用的需要而放置在核裂变爆燃波反应堆芯组件100内任何位置。该核裂变点火器的某些实施方式也非常适合于靠近核裂变爆燃波反应堆芯组件100的末端(例如，在中子反射器附近)放置。例如且不限于，在一个预期的应用中，核裂变点火器110的半球体形实施方式(图2E和2F)显示成靠近核裂变爆燃波反应堆芯组件100的末端，在中子反射器116的附近。但是，在其它预期的应用中，核裂变点火器110的半球体形实施方式可以放置成远离核裂变爆燃波反应堆芯组件100的末端(诸如而不限于向着中心)。同样地，在其它预期的应用中，实施为球体(图2A和2B)、两个半球体(图2C和2D)、圆柱体(图2G和2H)以及长方体(图2I和2D)的例证性的核裂变点火器110可以放置成靠近核裂变爆燃波反应堆芯组件100的末端(例如，在中子反射器附近)。因此，可以理解，关于核裂变点火器110的布置没有任何限制的意图。
不考虑核裂变点火器110的形状，在某些实施方式中(诸如当只有一个核裂变点火器安装在核裂变爆燃波反应堆芯组件100中用于启动核裂变爆燃波时)，核裂变点火器110具有至少一个实质上不小于裂变诱导的中子的一个平均自由程的维度(dimension)。再次不考虑核裂变点火器110的形状且在某些其它实施方式中(诸如当不止一个核裂变点火器110安装在核裂变爆燃波反应堆芯组件100中用于启动核裂变爆燃波时)，所有核裂变点火器110可以具有小于裂变诱导的中子的一个平均自由程的维度。但是，所有核裂变点火器110结合在一起以使核裂变点火器110的结合具有至少一个实质上不小于裂变诱导的中子的一个平均自由程的维度。
用于核裂变点火器的例证性的传输组件
现在参考图4A-4E，核裂变点火器110可以根据需要在传输组件120中传输。例证性的传输组件120的实施方式配置成接纳一个或多个任意类型的核裂变点火器110，用于传输，诸如传输到一个或多个核裂变爆燃波反应堆芯组件100。为简洁起见，传输组件120仅用于解释性目的图示成具有容纳半球体形状的核裂变点火器的形状。但是，应当理解，传输组件120可具有容纳要被传输的任意形状的核裂变点火器110的任何希望的形状。因此，传输组件120的形状不想以任何形式进行限制。传输组件120的例证性的实施方式将在下面叙述。
传输组件120包括外壳主体122，它布置成接纳核屏蔽材料124。在某些实施方式中，核屏蔽材料124可以根据特定应用的需要加入或移除。核屏蔽材料124适宜包括高Z材料，诸如但不限于钨和/或钽。在某些实施方式中，核屏蔽材料124适宜包括中子吸收材料。在某些其它实施方式中，核屏蔽材料124适宜包括配置成屏蔽α、β和/或γ辐射的辐射吸收材料。在某些其它实施方式中，核屏蔽材料124适宜包括中子反射材料，诸如但不限于石墨和/或铍。
外壳主体122界定至少一个空腔126，该空腔126布置成在其中接纳至少一个核裂变点火器110。在某些实施方式中且如图4A中所示，外壳主体122界定一个空腔126，它被布置成在其中接纳一个核裂变点火器110。在某些其它实施方式中且如图4B所示，外壳主体122界定布置成在其中接纳至少一个核裂变点火器110的空腔126。空腔126充分地间隔开(以帮助避免临界质量几何(critical mass geometry))，而核屏蔽材料124置于空腔126之间，以帮助维持接纳在传输组件120中的核裂变点火器110的K有效的值小于1。
至少一个进入孔(access port)128配置成界定外壳主体122中的至少一个开口，以至于至少一个核裂变点火器110是通过进入孔128可接收的。进入孔128可以进一步配置成能闭合外壳主体中的该开口，因此将核裂变点火器110保持在外壳主体122中。
在某些实施方式中且如图4C中所示，进入孔128可以包括界定在该外壳主体中的闸门(shutter)130，以打开来通过其接纳该核裂变点火器，以及关闭来将核裂变点火器110保持在外壳主体122中。
在某些其它实施方式中且如图4D和4E中所示，进入孔128可以包括主体盖(body cap)132。主体盖132适宜包括如上面所述的核裂变屏蔽材料124。
在包括主体盖132的某些实施方式中且如图4D中所示，主体盖132可以采用铰链连接到外壳主体122。主体盖132完全旋开时，核裂变点火器110如箭头134所指示插入到空腔126中，且如箭头136所指示主体盖132被完全关闭。核裂变点火器110因此完全接纳在传输组件120中，并被传输组件120所屏蔽。
在包括主体盖132的某些其它实施方式中且如4E中所示，主体盖132可以可移除地连接到外壳主体122。主体盖132可以采用任何希望的方式进行连接。
在某些实施方式中且如图4E中所示，至少一个指示器134可以根据需要被布置在传输组件120上，诸如在外壳主体122上或在主体盖132上。指示器134适宜配置成指示传输组件120中的内含物(诸如一个或多个核裂变点火器110)。内含物的指示可以采用任何希望的方式制作。
例证性的衰变热移除
现在参考图5A-5E，在某些实施方式中，核裂变点火器110可以包括核裂变燃料材料，该核裂变燃料材料包含先前经历过以中子为媒介的核裂变(此处也称为预先已经被“燃烧过”)的至少某些组分。当核裂变点火器110包括包含了至少某些预先已经被燃烧过的组分的核裂变燃料材料时，在核裂变点火器110开机运行之后的某一时间期间，核裂变点火器110将产生衰变热。取决于在核裂变点火器110的核裂变燃料材料隶属的功率运行关闭后已经发生多长的时间期间，在核裂变点火器110的传输期间从核裂变点火器110移除衰变热是所希望的。为此目的，在核裂变点火器110的传输期间例证性的衰变热移除将在下面讨论。
至少一个衰变热移除设备136被提供用于从核裂变点火器110的核燃料材料中移除衰变热。衰变热移除设备136布置成与核裂变点火器110热连通，以便由核裂变点火器110产生的衰变热可以从核裂变点火器110传输到衰变热移除设备136。
在一个实施方式中并参考图5A和5B，衰变热移除设备136可以包括热管。管部分138布置成与核裂变点火器110热连通。在某些实施方式中，管部分138保持在通道116中的适当位置，诸如但不限于通过摩擦配合。散热器部分140布置成以散热器温度与环境相连通，因此有助于允许布置成与核裂变点火器110热连通的管部分138的温度与该散热器温度相等。“狗腿”部分142置于管部分138和散热器部分140之间。可以根据特定应用的需要使用任何工作流体，取决于温度条件。例如但不限于，工作流体可以包括水、锂、钠、汞或类似物。毛细管结构(为了简洁没有示出)诸如吸油绳(wick)可以采用任何适当的多孔材料制造，诸如但不限于金属泡沫或由钢、铝、镍、铜或类似材料制造的毡。
在参考图5C的另一实施方式中，衰变热移除设备136可以包括冷却剂回路。管部分144布置成与核裂变点火器110热连通。在某些实施方式中，管部分144被保持在通道116中的适当位置，诸如但不限于通过摩擦配合。散热器部分146布置成以散热器温度与环境相连通。热从核裂变点火器110传输到管部分144中的冷却剂，它在某些实施方式中通过自然循环上升到散热器部分146，在该散热器部分146，热以散热器温度从冷却剂传输到环境。在热以散热器温度传输到环境后，在某些实施方式中，该冷却剂通过自然循环回到管部分144。在某些其它实施方式中，该冷却剂利用适当的冷却剂泵(未示出)泵送而不是通过自然循环方式进行循环。“狗腿”部分148被置于管部分144和散热器部分146之间。可以根据特定应用的需要使用任何适当的流体，取决于温度条件。例如但不限于，冷却剂可以包括水或类似物。
现在参考图5D-5E，在衰变热移除设备136已经布置成与核裂变点火器110热连通后，核裂变点火器110和衰变热移除设备136可以布置在传输组件150中，用于传输，诸如传输到一个或多个核裂变爆燃波反应堆芯组件(未显示)。传输组件150的例证性的实施方式与传输组件120(图4A-4E)共享许多部件。同样的参考数字用于指同样的部件，详情无需重述。
衰变热移除通道152界定在外壳主体122中，介于界定在外壳主体122内部的端口和界定在外壳主体122外部的端口之间。衰变热移除通道152被布置并定尺寸成在其中接纳狗腿部分142(图5A和5B)或狗腿部分148(图5C)，诸如不限于通过摩擦配合。衰变热移除通道152因此横向地且纵向地间隔开外壳主体122内部的开口和外壳主体122外部的开口。结果，衰变热移除通道152成形为缓和衰变产物从外壳主体122的内部到外壳主体122的外部的直线路径。
传输组件152的结构和工作的其它特征的细节与关于传输组件120(图4A-4E)所阐述的那些相同，没有必要为了理解而重述。
例证性的方法
现在描述涉及核裂变点火器110的实施方式的例证性的方法。
参考图6A-6C，提供了用于放置核裂变点火器的例证性的方法。
现在参考图6A，用于放置核裂变点火器的例证性的方法在方块162处开始。在方块164中，将用于核裂变爆燃波反应堆的至少一个核裂变点火器放置在外壳的至少一个空腔中。该核裂变点火器适宜地可以是一个或多个上述的核裂变点火器110。即，核裂变点火器包括可插入在核裂变爆燃波反应堆中的核裂变燃料材料的一部分，其中当该核裂变点火器处于核裂变爆燃波反应堆外面时，核燃料材料的所述部分具有小于1的K有效的，而当该核裂变点火器安装到核裂变爆燃波反应堆中时，核燃料材料的所述部分被布置成建立至少为1的K有效的。该空腔可以是界定在传输组件120的外壳主体122中的空腔26中的一个或多个，如上所描述。
在方块166中，屏蔽至少一个核裂变点火器。该核裂变点火器可以根据需要以任何方式进行屏蔽。例如，屏蔽可以应用到核裂变点火器的外部。在另一例子中，该外壳可以已经被屏蔽，因此放置核裂变点火器也导致屏蔽核裂变点火器。作为又一个例子，在核裂变点火器已经放置在该外壳中后，屏蔽可以应用到该外壳。在某些实施方式中，该屏蔽可以屏蔽中子。在其它实施方式中，该屏蔽可以屏蔽辐射，诸如α、β和/或γ辐射。方法160在方块168处停止。
现在参考图6B，用于放置核裂变点火器的例证性的方法170在方块172处开始。方法170包括方块164，在方块164中，将用于核裂变爆燃波反应堆的至少一个核裂变点火器放置在外壳的至少一个空腔中。方法170还包括方块166，在方块166中，屏蔽至少一个核裂变点火器。
在方块174中，至少一个放置的核裂变点火器被传输到至少一个核裂变爆燃波反应堆芯。在某些实施方式中，一个或多个核裂变点火器可以被传输到一个核裂变爆燃波反应堆芯。在某些其它实施方式中，一个或多个核裂变点火器可以被传输到不止一个核裂变爆燃波反应堆芯。在这些其它实施方式之一中，一个核裂变点火器可以被传输到不止一个核裂变爆燃波反应堆芯。在这种情况下，一个核裂变点火器可以被传输到一个核裂变爆燃波反应堆芯并用于启动核裂变爆燃波，从启动的核裂变爆燃波反应堆芯移除，并传输到另一个核裂变爆燃波反应堆芯，在那里该核裂变点火器可以被用于启动核裂变爆燃波，以此类推依照要求而定。在这种情形下，在核裂变点火器已经被用于启动核裂变爆燃波后，可以在传输期间从核裂变点火器移除衰变热(如上所讨论的)。方法170在方块176处停止。
现在参考图6C，用于放置核裂变点火器的例证性的方法180在方块182处开始。方法180包括方块164，在方块164中，用于核裂变爆燃波反应堆的至少一个核裂变点火器被放置在外壳的至少一个空腔中。方法180还包括方块166，在方块166中，屏蔽至少一个核裂变点火器。
在方块184中，衰变热被从核裂变点火器移除。例如，可以如上所讨论，在核裂变点火器已经被用于启动核裂变爆燃波后，可以在传输期间从核裂变点火器移除衰变热(如上所述)。作为另一个例子，可以从还没有被用于启动核裂变爆燃波的核裂变点火器但是包含了包括至少某些已经预先经历过以中子为媒介的核裂变(此处也称为已经预先被“燃烧过”)的组分的核裂变燃料材料移除衰变热。方法180在方块186处停止。
现在参考图7A-7D，提供了用于在核裂变爆燃波反应堆中布置核裂变点火器的例证性的方法。
现在参考图7A，例证性的方法190在方块192处开始。在方块194处，至少一个核裂变点火器被布置在至少一个核裂变爆燃波反应堆芯中。该核裂变点火器适宜地可以是一个或多个前面描述的核裂变点火器110。即，核裂变点火器包括可插入在核裂变爆燃波反应堆中的核裂变燃料材料的一部分，其中当该核裂变点火器处于核裂变爆燃波反应堆外面时，核燃料材料的所述部分具有小于1的K有效的，而当该核裂变点火器被安装到核裂变爆燃波反应堆中时，核燃料材料的所述部分被布置成建立至少为1的K有效的。
在某些实施方式中，一个核裂变点火器被布置在一个核裂变爆燃波反应堆芯中。在某些其它实施方式中，不止一个核裂变点火器被布置在一个核裂变爆燃波反应堆芯中。在另外的实施方式中，不止一个核裂变点火器被布置在不止一个核裂变爆燃波反应堆芯中。
在某些实施方式中，且如前面所描述，界定在核裂变燃料材料的所述部分的外表面上的通道与界定在核裂变爆燃波反应堆芯中的冷却剂通道相配。但是，在某些其它实施方式中，放置一个或多个核裂变点火器的一个或多个传输组件被布置在裂变爆燃波反应堆芯中。方法190在方块196处停止。
现在参考图7B，例证性的方法200在方块202处开始。方法200包括方块194，在方块194中，至少一个核裂变点火器被布置在至少一个核裂变爆燃波反应堆芯中。
在方块204处，从至少一个核裂变点火器中移除核屏蔽材料。如上面说讨论，在一个例子中，可以从该核裂变点火器的内部和/或外部移除该核屏蔽材料。作为另一个例子，外壳(诸如传输组件)可以已经被屏蔽，因此从该外壳移除核裂变点火器也导致从核裂变点火器移除核屏蔽材料。如前面所讨论，在某些实施方式中，该核屏蔽材料可以屏蔽中子，而在其它实施方式中，该核屏蔽材料可以屏蔽辐射，诸如α、β和/或γ辐射。方法200在方块206处停止。
现在参考图7C，例证性的方法210在方块212处开始。方法210包括方块194，在方块194中，至少一个核裂变点火器被布置在至少一个核裂变爆燃波反应堆芯中。
在方块214处，至少一个衰变热移除设备被从至少一个核裂变点火器移除。例如，且如前面所描述，该衰变热移除设备可以是热管，或冷却剂回路，或类似物。如前面所描述，在该核裂变点火器已经被用于启动核裂变爆燃波后，可以在传输期间使用该衰变热移除设备从核裂变点火器移除衰变热。也如上所述描述，该衰变热移除设备可以用于从还没有被用于启动核裂变爆燃波但包含了包括至少某些已经预先经历过以中子为媒介的核裂变(此处也称为已经预先被“燃烧过”)的组分的核裂变燃料材料的核裂变点火器移除衰变热。方法210在方块216处停止。
现在参考图7D，例证性的方法220在方块222处开始。方法220包括方块194，在方块194中，至少一个核裂变点火器被布置在至少一个核裂变爆燃波反应堆芯中。
在方块224处，至少一个核裂变点火器被从外壳主体移除，诸如上面描述的传输组件。方块220在方块226处停止。
现在参考图8A-8B，提供了用于启动至少一个核裂变爆燃波的例证性的方法。
现在参考图8A，例证性的方法230在方块232处开始。在方块234处，利用具有第二核燃料材料的至少一个可插入的核裂变点火器在具有第一核燃料材料的至少一个核裂变反应堆芯中启动至少一个核裂变爆燃波。
根据需要，核裂变爆燃波的启动可以部分由上面所描述的模态的任何一种或模态的组合的作用来实现。在某些实施方式中，至少一个核裂变爆燃波可以部分地通过从第一核裂变燃料材料和/或从第二核裂变燃料材料移除中子吸收材料而被启动。在某些其它实施方式中，至少一个核裂变爆燃波可以部分地通过将中子减速材料加入到第一核裂变燃料材料和/或第二核裂变燃料材料而被启动。在某些其它实施方式中，至少一个核裂变爆燃波可以部分地通过将中子反射材料加入到该第一核裂变燃料材料和/或该第二核裂变燃料材料来启动。在某些其它实施方式中，至少一个核裂变爆燃波可以部分地通过将中子倍增材料加入到该第一核裂变燃料材料和/或该第二核裂变燃料材料来启动。在某些实施方式中，启动核裂变爆燃波需要将来自核裂变点火器的中子提供到第一核裂变燃料材料中的增殖性材料。方法230在方块236处停止。
现在参考图8B，例证性的方法240在方块242处开始。在方块244处，至少一个核裂变点火器被插入到至少一个核裂变爆燃波反应堆芯中。
方法240包括方块234，在方块234中，利用具有第二核燃料材料的至少一个可插入的核裂变点火器在具有第一核燃料材料的至少一个核裂变反应堆芯中启动至少一个核裂变爆燃波。
在某些实施方式中，不止一个核裂变点火器被插入到一个核裂变爆燃波反应堆芯中。在这些实施方式中，不止一个核裂变爆燃波可以在该一个核裂变爆燃波反应堆芯中被启动。在某些其它实施方式中，至少一个核裂变点火器被插入到不止一个核裂变爆燃波反应堆芯中的每一个。在这些其它实施方式中，至少一个核裂变爆燃波可以在核裂变爆燃波反应堆芯中的每一个中被启动。方法240在方块246处停止。
现在参考图6A-6C、7A-7D、8A-8B，过程方块可以根据需要以任何时间顺序执行。关于过程方块的时间顺序，没有任何限制的意图。为此目的，过程方块可以根据需要以任何串行顺序(即，一个接着另一个)执行，或根据需要过程方块也可以并行地(即，同时地)执行。
当条件许可时，在过程方块中实施的过程可以由操作员实施，诸如在反应堆随着该反应堆冷却和降压而关闭后，在反应堆舱外面和反应堆舱内部进行的操作。可替换地，在过程方块中实施的过程可以在任何反应堆条件下和在任何位置由操作员通过远程控制的机器或机器人实施。同样地，在过程方块中实施的过程可以在任何反应堆条件下和在任何位置由机器或机器人自主地实施。
虽然上面已经举例和讨论了许多例证性的实施方式和方面，但是本领域的技术人员可以认识到其某些修改、变更、增加和子组合。因此，所附权利要求以及下文提出的权利要求被理解为包括在它们的真实精神和范围之内的所有这些修改、变更、增加和子组合。

Claims (149)

1.一种核裂变点火器，用于在核裂变爆燃波反应堆中启动核裂变爆燃波，所述核裂变点火器包括：
可插入在核裂变爆燃波反应堆中的核裂变燃料材料的一部分，其中：
当所述核裂变点火器在所述核裂变爆燃波反应堆外面时，核燃料材料的所述部分具有小于1的K有效的；并且
当所述核裂变点火器被安装在所述核裂变爆燃波反应堆中时，核燃料材料的所述部分被布置以建立至少为1的K有效的。
2.如权利要求1所述的核裂变点火器，其中，所述核燃料材料包括可裂变材料。
3.如权利要求2所述的核裂变点火器，其中，所述可裂变材料包括从233U、235U和239Pu中选取的可裂变材料。
4.如权利要求2所述的核裂变点火器，其中，所述核燃料材料还包括增殖性材料。
5.如权利要求4所述的核裂变点火器，其中，所述增殖性材料包括从238U和232Th中选取的增殖性材料。
6.如权利要求1所述的核裂变点火器，其中，核裂变燃料材料的所述部分被设置成从球体、至少一个半球体、圆柱体和长方体中选择的形状。
7.如权利要求1所述的核裂变点火器，其中，核裂变燃料材料的所述部分具有至少一个实质上不小于裂变诱导的中子的一个平均自由程的维度。
8.如权利要求1所述的核裂变点火器，其中，核裂变燃料材料的所述部分具有至少一个小于裂变诱导的中子的一个平均自由程的维度。
9.如权利要求1所述的核裂变点火器，其中，核裂变燃料材料的所述部分在外表面上界定多个通道，所述多个通道布置成与核裂变爆燃波反应堆芯中的多个冷却剂通道相配。
10.如权利要求1所述的核裂变点火器，还包括核屏蔽材料，当所述核裂变点火器处于核裂变爆燃波反应堆外面时，所述核屏蔽材料围绕所述核裂变燃料材料布置。
11.如权利要求1所述的核裂变点火器，还包括中子吸收材料。
12.如权利要求11所述的核裂变点火器，其中，所述中子吸收材料是可移除的。
13.如权利要求11所述的核裂变点火器，其中，所述中子吸收材料包括从10B和6Li中选取的中子吸收剂。
14.如权利要求11所述的核裂变点火器，其中，所述中子吸收材料布置在核裂变燃料材料的所述部分中。
15.如权利要求11所述的核裂变点火器，其中，所述中子吸收材料被布置成围绕核裂变燃料材料的所述部分的外面。
16.如权利要求1所述的核裂变点火器，其中，所述核裂变点火器布置成容纳中子减速材料。
17.如权利要求16所述的核裂变点火器，还包括中子减速材料。
18.如权利要求17所述的核裂变点火器，其中，所述中子减速材料包括从重水、碳和7Li中选取的中子减速剂。
19.如权利要求1所述的核裂变点火器，其中，所述核裂变点火器布置成容纳中子反射材料。
20.如权利要求19所述的核裂变点火器，还包括中子反射材料。
21.如权利要求20所述的核裂变点火器，其中，所述中子反射材料包括从石墨和铍中选取的中子反射器。
22.如权利要求1所述的核裂变点火器，其中，所述核裂变点火器布置成容纳中子倍增材料。
23.如权利要求22所述的核裂变点火器，还包括中子倍增材料。
24.如权利要求23所述的核裂变点火器，其中，所述中子倍增材料包括从9Be和铍化物中选取的中子倍增器。
25.如权利要求1所述的核裂变点火器，其中，所述核裂变燃料材料的浓度空间地变化。
26.如权利要求1所述的核裂变点火器，其中，核裂变燃料材料的所述部分在外表面上界定至少一个通道。
27.一种传输组件，用于在核裂变爆燃波反应堆中启动核裂变爆燃波的核裂变点火器，所述传输组件包括：
外壳主体，其布置成容纳核屏蔽材料，所述外壳主体界定至少一个空腔，所述至少一个空腔布置成在其中容纳至少一个核裂变点火器，所述至少一个核裂变点火器用于在至少一个核裂变爆燃波反应堆中启动至少一个核裂变爆燃波；以及
至少一个进入孔，其布置成在所述外壳主体中界定至少一个开口，以使至少一个核裂变点火器是通过所述至少一个进入孔可接纳的。
28.如权利要求27所述的传输组件，其中，所述外壳主体包括核屏蔽材料。
29.如权利要求28所述的传输组件，其中，所述核屏蔽材料包括高Z材料。
30.如权利要求29所述的传输组件，其中，所述高Z材料包括从钨和钽中选取的材料。
31.如权利要求28所述的传输组件，其中，所述核屏蔽材料包括中子吸收材料。
32.如权利要求28所述的传输组件，其中，所述核屏蔽材料包括辐射吸收材料。
33.如权利要求28所述的传输组件，其中，所述核屏蔽材料包括中子反射材料。
34.如权利要求33所述的传输组件，其中，所述中子反射材料包括从石墨和铍中选择的中子反射器。
35.如权利要求28所述的传输组件，其中，所述核屏蔽材料是可移除的。
36.如权利要求27所述的传输组件，其中，所述外壳界定多个空腔，所述多个空腔布置成在其中容纳多个核裂变点火器，所述多个空腔布置成维持所述多个核裂变点火器的K有效的小于1。
37.如权利要求27所述的传输组件，其中，所述至少一个进入孔进一步配置成闭合所述外壳主体中的所述开口。
38.如权利要求37所述的传输组件，其中，所述至少一个进入孔包括在所述外壳主体中界定的闸门。
39.如权利要求37所述的传输组件，其中，所述至少一个进入孔包括主体盖。
40.如权利要求39所述的传输组件，其中，所述主体盖包括核屏蔽材料。
41.如权利要求39所述的传输组件，其中，所述主体盖采用铰链连接到所述外壳主体。
42.如权利要求39所述的传输组件，其中，所述主体盖可移除地连接到所述外壳主体。
43.如权利要求27所述的传输组件，还包括配置成指示所述传输组件的内含物的至少一个指示器。
44.一种核裂变点火器模块，用于在核裂变爆燃波反应堆中启动核裂变爆燃波，所述核裂变点火器模块包括：
外壳主体，其包含核屏蔽材料，所述外壳主体界定至少一个空腔并进一步界定至少一个进入孔，所述至少一个进入孔配置成在所述外壳主体中界定至少一个开口；以及
至少一个核裂变点火器，其用于在核裂变爆燃波反应堆中启动至少一个核裂变爆燃波，所述至少一个核裂变点火器被接纳通过所述至少一个进入孔并接纳在至少一个空腔中，所述至少一个核裂变点火器包括：
核裂变燃料材料的可插入在核裂变爆燃波反应堆中的一部分，其中：
当所述核裂变点火器在所述核裂变爆燃波反应堆外面时，核燃料材料的所述部分具有小于1的K有效的；并且
当所述核裂变点火器被安装在所述核裂变爆燃波反应堆中时，核燃料材料的所述部分被布置以建立至少为1的K有效的。
45.如权利要求44所述的核裂变点火器模块，其中，所述核屏蔽材料包括高Z材料。
46.如权利要求45所述的核裂变点火器模块，其中，所述高Z材料包括从钨和钽中选择的材料。
47.如权利要求44所述的核裂变点火器模块，其中，所述核屏蔽材料包括中子吸收材料。
48.如权利要求44所述的核裂变点火器模块，其中，所述核屏蔽材料包括辐射吸收材料。
49.如权利要求44所述的核裂变点火器模块，其中，所述核屏蔽材料包括中子反射材料。
50.如权利要求49所述的核裂变点火器模块，其中，所述中子反射材料包括从石墨和铍中选取的中子反射器。
51.如权力要求44所述的核裂变点火器模块，其中，所述核屏蔽材料是可移除的。
52.如权利要求44所述的核裂变点火器模块，其中，所述外壳界定多个空腔，所述多个空腔布置成在其中接纳多个核裂变点火器，所述多个空腔布置成维持所述多个核裂变点火器的K有效的小于1。
53.如权利要求44所述的核裂变点火器模块，其中，所述至少一个进入孔进一步配置成闭合所述外壳主体中的所述开口。
54.如权利要求53所述的核裂变点火器模块，其中，所述至少一个进入孔包括在所述外壳主体中界定的闸门。
55.如权利要求53所述的核裂变点火器模块，其中，所述至少一个进入孔包括主体盖。
56.如权利要求55所述的核裂变点火器模块，其中，所述主体盖包括核屏蔽材料。
57.如权利要求55所述的核裂变点火器模块，其中，所述主体盖采用铰链连接到所述外壳主体。
58.如权利要求55所述的核裂变点火器模块，其中，所述主体盖可移除地连接到所述外壳主体。
59.如权利要求44所述的核裂变点火器模块，还包括配置成指示所述外壳主体的内含物的至少一个指示器。
60.如权利要求44所述的核裂变点火器模块，其中，所述核燃料材料包括可裂变材料。
61.如权利要求60所述的核裂变点火器模块，其中，所述可裂变材料包括从233U、235U和239Pu中选择的可裂变材料。
62.如权利要求60所述的核裂变点火器模块，其中，所述核燃料材料还包括增殖性材料。
63.如权利要求62所述的核裂变点火器模块，其中，所述增殖性材料包括从238U和232Th中选择的增殖性材料。
64.如权利要求44所述的核裂变点火器模块，其中，核裂变燃料材料的所述部分被设置成从球体、至少一个半球体、圆柱体和长方体中选择的形状。
65.如权利要求44所述的核裂变点火器模块，其中，核裂变燃料材料的所述部分具有至少一个实质上不小于裂变诱导的中子的一个平均自由程的维度。
66.如权利要求44所述的核裂变点火器模块，其中，核裂变燃料材料的所述部分具有至少一个小于裂变诱导的中子的一个平均自由程的维度。
67.如权利要求44所述的核裂变点火器模块，其中，核裂变燃料材料的所述部分在外表面上界定多个通道，所述多个通道布置成与核裂变爆燃波反应堆芯中的多个冷却剂通道相配。
68.如权利要求44所述的核裂变点火器模块，还包括核屏蔽材料，当所述核裂变点火器在核裂变爆燃波反应堆外面时，所述核屏蔽材料围绕所述核裂变燃料材料布置。
69.如权利要求44所述的核裂变点火器模块，还包括中子吸收材料。
70.如权利要求69所述的核裂变点火器模块，其中，所述中子吸收材料是可移除的。
71.如权利要求69所述的核裂变点火器模块，其中，所述中子吸收材料包括从10B和6Li中选择的中子吸收剂。
72.如权利要求69所述的核裂变点火器模块，其中，所述中子吸收材料被布置在核裂变燃料材料的所述部分中。
73.如权利要求69所述的核裂变点火器模块，其中，所述中子吸收材料布置成围绕在核裂变燃料材料的所述部分的外部。
74.如权利要求44所述的核裂变点火器模块，其中，所述核裂变点火器布置成容纳中子减速材料。
75.如权利要求74所述的核裂变点火器模块，还包括中子减速材料。
76.如权利要求75所述的核裂变点火器模块，其中，所述中子减速材料包括从重水、碳和7Li中选择的中子减速剂。
77.如权利要求44所述的核裂变点火器模块，其中，所述核裂变点火器布置成容纳中子反射材料。
78.如权利要求77所述的核裂变点火器模块，还包括中子反射材料。
79.如权利要求78所述的核裂变点火器模块，其中，所述中子反射材料包括从石墨和铍中选择的中子反射器。
80.如权利要求44所述的核裂变点火器模块，其中，所述核裂变点火器配置成容纳中子倍增材料。
81.如权利要求80所述的核裂变点火器模块，还包括中子倍增材料。
82.如权利要求81所述的核裂变点火器模块，其中，所述中子倍增材料包括从9Be和铍化物中选择的中子倍增器。
83.如权利要求44所述的核裂变点火器模块，其中，所述核裂变燃料材料的浓度空间地变化。
84.一种传输组件，用于在核裂变爆燃波反应堆中启动核裂变爆燃波的核裂变点火器，所述传输组件包括：
外壳主体，其包含核屏蔽材料，所述外壳主体界定至少一个空腔，所述至少一个空腔布置成在其中容纳至少一个核裂变点火器，所述至少一个核裂变点火器用于在至少一个核裂变爆燃波反应堆中启动至少一个核裂变爆燃波，所述外壳主体进一步界定至少一个衰变热移除通道；以及
至少一个进入孔，其配置成在所述外壳主体中界定至少一个开口，以使至少一个核裂变点火器是通过所述至少一个进入孔可接纳的。
85.如权利要求84所述的传输组件，其中，所述至少一个衰变热移除通道包括：
第一孔，其界定在所述外壳主体的内部；以及
第二孔，其界定在所述外壳主体的外部。
86.如权利要求84所述的传输组件，其中，所述至少一个衰变热移除通道成形为缓和衰变产物从所述外壳主体的内部到所述外壳主体的外部的直线路径。
87.一种核裂变点火器模块，用于在核裂变爆燃波反应堆中启动核裂变爆燃波，所述核裂变点火器模块包括：
外壳主体，其包括：
核屏蔽材料，所述外壳主体界定至少一个空腔，所述外壳主体界定至少一个衰变热移除通道；以及
至少一个进入孔，其配置成在所述外壳主体中界定至少一个开口；
至少一个核裂变点火器，其用于在核裂变爆燃波反应堆中启动至少一个核裂变爆燃波，所述至少一个核裂变点火器被接纳通过所述至少一个进入孔并接纳在至少一个空腔中，所述至少一个核裂变点火器包括：
可插入在核裂变爆燃波反应堆中的核裂变燃料材料的一部分，其中：
当所述核裂变点火器在核裂变爆燃波反应堆外面时，核燃料材料的所述部分具有小于1的K有效的；并且
当所述核裂变点火器被安装在核裂变爆燃波反应堆中时，核燃料材料的所述部分被配置以建立至少为1的K有效的；以及
至少一个衰变热移除设备，其穿过所述至少一个衰变热移除通道，并被布置成移除由所述至少一个核裂变点火器产生的衰变热。
88.如权利要求87所述的核裂变点火器模块，其中，所述至少一个衰变热移除设备包括至少一根热管。
89.如权利要求88所述的核裂变点火器模块，其中，所述至少一根热管包含从水、锂、钠和汞中选择的工作流体。
90.如权利要求87所述的核裂变点火器模块，其中，所述衰变热移除设备包括冷却剂回路。
91.如权利要求90所述的核裂变点火器模块，其中，所述冷却剂回路配置成通过自然循环来循环冷却剂。
92.如权利要求90所述的核裂变点火器模块，其中，所述冷却剂回路包括置于其中的冷却剂泵。
93.如权利要求90所述的核裂变点火器模块，其中，所述冷却剂包括水。
94.如权利要求87所述的核裂变点火器模块，其中，所述至少一个衰变热移除通道包括：
第一孔，其界定在所述外壳主体的内部；以及
第二孔，其界定在所述外壳主体的外部。
95.如权利要求87所述的核裂变点火器模块，其中，所述衰变热移除通道成形为缓和衰变产物从所述外壳主体的内部到所述外壳主体的外部的直线路径。
96.一种核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，包括：
第一核裂变燃料材料，其配置成在其中传播核裂变爆燃波；以及
至少一个核裂变点火器，其接纳在所述第一核裂变燃料材料中，所述至少一个核裂变点火器包括第二核裂变燃料材料的一部分，其中，所述至少一个核裂变点火器被布置以建立至少为1的K有效的。
97.如权利要求96所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，还包括多个冷却剂通道。
98.如权利要求97所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，其中，所述至少一个核裂变点火器在外表面上界定多个通道，所述多个通道与所述多个冷却剂通道相配。
99.如权利要求96所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，其中，所述第一核燃料材料包括增殖性材料。
100.如权利要求99所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，其中，所述增殖性材料包括从238U和232Th中选择的增殖性材料。
101.如权利要求99所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，其中，所述第一核燃料材料还包括可裂变材料。
102.如权利要求101所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，其中，所述可裂变材料包括从233U、235U和239Pu中选择的可裂变材料。
103.如权利要求96所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，其中，所述第二核燃料材料包括可裂变材料。
104.如权利要求103所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，其中，所述可裂变材料包括从233U、235U和239Pu中选择的可裂变材料。
105.如权利要求103所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，其中，所述第二核燃料材料还包括增殖性材料。
106.如权利要求105所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，其中，所述增殖性材料包括从238U和232Th中选择的增殖性材料。
107.如权利要求96所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，其中：
所述第一核裂变燃料材料具有第一浓度的可裂变材料；并且
所述第二核裂变燃料材料具有大于所述第一浓度的可裂变材料的第二浓度的可裂变材料。
108.如权利要求96所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，其中，所述第一核裂变燃料材料的浓度空间地变化。
109.如权利要求96所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，其中，所述第二核裂变燃料材料的浓度空间地变化。
110.如权利要求96所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，其中，所述至少一个核裂变点火器具有至少一个实质上不小于裂变诱导的中子的一个平均自由程的维度。
111.如权利要求96所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，其中，所述至少一个核裂变点火器具有至少一个小于裂变诱导的中子的一个平均自由程的维度。
112.如权利要求96所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，其中，所述至少一个核裂变点火器被配置成能从其移除中子吸收材料。
113.如权利要求112所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，其中，所述中子吸收材料包括从10B和6Li中选择的中子吸收剂。
114.如权利要求112所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，其中，所述中子吸收材料是从第二核裂变燃料材料的所述部分内部可移除的。
115.如权利要求112所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，其中，所述中子吸收材料是从第二核裂变燃料材料的所述部分的外部可移除的。
116.如权利要求96所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，还包括中子减速材料。
117.如权利要求116所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，其中，所述中子减速材料包括从重水、碳和7Li中选择的中子减速剂。
118.如权利要求96所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，还包括中子反射材料。
119.如权利要求118所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，其中，所述中子反射材料包括从石墨和铍中选择的中子反射器。
120.如权利要求96所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，还包括中子倍增材料。
121.如权利要求120所述的核裂变爆燃波核裂变反应堆芯，其中，所述中子倍增材料包括从9Be和铍化物中选择的中子倍增器。
122.一种提供核裂变点火器以便在核裂变爆燃波反应堆中启动核裂变爆燃波的方法，所述方法包括：
将至少一个核裂变点火器放置在外壳的至少一个空腔中，所述至少一个核裂变点火器用于在核裂变爆燃波反应堆中启动至少一个核裂变爆燃波；以及
屏蔽所述至少一个核裂变点火器。
123.如权利要求122所述的方法，其中，所述至少一个核裂变点火器包括：
可插入在核裂变爆燃波反应堆中的核裂变燃料材料的一部分，其中：
当所述核裂变点火器在核裂变爆燃波反应堆外面时，核燃料材料的所述部分具有小于1的K有效的；并且
当所述核裂变点火器被安装在核裂变爆燃波反应堆中时，核燃料材料的所述部分被布置以建立至少为1的K有效的。
124.如权利要求122所述的方法，其中，屏蔽所述至少一个核裂变点火器的步骤屏蔽中子。
125.如权利要求122所述的方法，其中，屏蔽所述至少一个核裂变点火器的步骤屏蔽辐射。
126.如权利要求125所述的方法，其中，所述辐射包括至少一种从α、β和γ中选择的辐射类型。
127.如权利要求122所述的方法，还包括：将至少一个放置的核裂变点火器传输到至少一个核裂变爆燃波反应堆芯。
128.如权利要求127所述的方法，其中，传输的步骤将多个放置的核裂变点火器传输到一个核裂变爆燃波反应堆芯。
129.如权利要求127所述的方法，其中，传输的步骤将多个放置的核裂变点火器传输到多个核裂变爆燃波反应堆芯。
130.如权利要求122所述的方法，还包括：从所述至少一个核裂变点火器移除衰变热。
131.一种提供核裂变点火器以便在核裂变爆燃波反应堆中启动核裂变爆燃波的方法，所述方法包括：
在至少一个核裂变爆燃波反应堆芯中布置至少一个核裂变点火器。
132.如权利要求131所述的方法，还包括：
从所述至少一个核裂变点火器移除核屏蔽材料。
133.如权利要求131所述的方法，其中，所述至少一个核裂变点火器包括：
可插入在核裂变爆燃波反应堆中的核裂变燃料材料的一部分，其中：
当所述核裂变点火器在核裂变爆燃波反应堆外面时，核燃料材料的所述部分具有小于1的K有效的；并且
当所述核裂变点火器被安装在核裂变爆燃波反应堆中时，核燃料材料的所述部分被布置以建立至少为1的K有效的。
134.如权利要求133所述的方法，其中，布置所述至少一个核裂变点火器的步骤包括：使界定在核裂变燃料材料的所述部分的外表面上的多个通道与界定在所述核裂变反应堆芯中的多个冷却剂通道相配。
135.如权利要求131所述的方法，其中，布置所述至少一个核裂变点火器的步骤在一个核裂变爆燃波反应堆芯中布置多个放置的核裂变点火器。
136.如权利要求131所述的方法，其中，布置所述至少一个核裂变点火器的步骤在多个核裂变爆燃波反应堆芯中布置多个放置的核裂变点火器。
137.如权利要求131所述的方法，还包括：从所述至少一个核裂变点火器移除至少一个衰变热移除设备。
138.如权利要求131所述的方法，还包括：从外壳主体移除所述至少一个核裂变点火器。
139.一种启动核裂变的方法，所述方法包括：
利用具有第二核燃料材料的至少一个可插入的核裂变点火器在具有第一核燃料材料的至少一个核裂变爆燃波反应堆芯中启动至少一个核裂变爆燃波。
140.如权利要求139所述的方法，其中，启动至少一个核裂变爆燃波的步骤包括：从至少一种核裂变燃料材料中移除中子吸收材料，所述至少一种核裂变燃料材料是从所述第一核裂变燃料材料和所述第二核裂变燃料材料中选取的。
141.如权利要求139所述的方法，其中，启动至少一个核裂变爆燃波的步骤包括：将中子减速材料加入到至少一种核裂变燃料材料中，所述至少一种裂变燃料材料是从所述第一核裂变燃料材料和所述第二核裂变燃料材料中选取的。
142.如权利要求139所述的方法，其中，启动至少一个核裂变爆燃波的步骤包括：将中子反射材料加入到至少一种核裂变燃料材料中，所述至少一种核裂变燃料材料是从所述第一核裂变燃料材料和所述第二核裂变燃料材料中选取的。
143.如权利要求139所述的方法，其中，启动至少一个核裂变爆燃波的步骤包括：将中子倍增材料加入到至少一种核裂变燃料材料中，所述至少一种核裂变燃料材料是从所述第一核裂变燃料材料和所述第二核裂变燃料材料中选取的。
144.如权利要求139所述的方法，其中，启动至少一个核裂变爆燃波的步骤包括：将来自所述核裂变点火器的中子提供到所述第一核裂变燃料材料中的增殖性材料。
145.如权利要求139所述的方法，还包括：在所述至少一个核裂变爆燃波反应堆芯中插入所述至少一个核裂变点火器。
146.如权利要求145所述的方法，其中，多个核裂变点火器被插入到一个核裂变爆燃波反应堆芯中。
147.如权利要求146所述的方法，其中，启动的步骤在所述一个核裂变爆燃波反应堆芯中启动多个核裂变爆燃波。
148.如权利要求145所述的方法，其中，至少一个核裂变点火器被插入到多个核裂变爆燃波反应堆芯中的每一个中。
149.如权利要求148所述的方法，其中，启动的步骤在所述多个核裂变爆燃波反应堆芯中的每一个中启动至少一个核裂变爆燃波。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104064228A (zh) * 2014-05-16 2014-09-24 中国核动力研究设计院 行波堆启堆区及行波堆启堆区制造方法

Families Citing this family (28)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE102006029506B4 (de) * 2005-10-28 2018-10-11 Volkswagen Ag Eingabevorrichtung
US9230695B2 (en) 2006-11-28 2016-01-05 Terrapower, Llc Nuclear fission igniter
US8971474B2 (en) 2006-11-28 2015-03-03 Terrapower, Llc Automated nuclear power reactor for long-term operation
US9214246B2 (en) 2006-11-28 2015-12-15 Terrapower, Llc System and method for operating a modular nuclear fission deflagration wave reactor
US9275759B2 (en) 2006-11-28 2016-03-01 Terrapower, Llc Modular nuclear fission reactor
US9734922B2 (en) 2006-11-28 2017-08-15 Terrapower, Llc System and method for operating a modular nuclear fission deflagration wave reactor
US9831004B2 (en) 2006-11-28 2017-11-28 Terrapower, Llc Controllable long term operation of a nuclear reactor
US7860207B2 (en) 2006-11-28 2010-12-28 The Invention Science Fund I, Llc Method and system for providing fuel in a nuclear reactor
KR100943343B1 (ko) * 2008-02-11 2010-02-19 삼성모바일디스플레이주식회사 평판표시장치
US20090285348A1 (en) * 2008-05-15 2009-11-19 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Heat pipe fission fuel element
US9793014B2 (en) 2008-05-15 2017-10-17 Terrapower, Llc Heat pipe fission fuel element
US9159459B2 (en) 2008-08-12 2015-10-13 Terrapower, Llc Heat pipe nuclear fission deflagration wave reactor cooling
US20100040187A1 (en) * 2008-08-12 2010-02-18 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Heat pipe nuclear fission deflagration wave reactor cooling
US9281083B2 (en) * 2009-04-06 2016-03-08 Terrapower, Llc Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein
US8369474B2 (en) 2009-04-16 2013-02-05 The Invention Science Fund I, Llc Nuclear fission reactor, flow control assembly, methods therefor and a flow control assembly system
KR101690350B1 (ko) * 2009-04-16 2016-12-27 테라파워, 엘엘씨 유동 제어 조립체를 구비하는 핵 분열 반응로
US20100266087A1 (en) * 2009-04-16 2010-10-21 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Nuclear fission reactor, flow control assembly, methods therefor and a flow control assembly system
US8320513B2 (en) * 2009-04-16 2012-11-27 The Invention Science Fund I, Llc Nuclear fission reactor, flow control assembly, methods therefor and a flow control assembly system
CN102483961A (zh) * 2009-07-31 2012-05-30 国立大学法人东京工业大学 核反应堆的堆心以及核反应堆
US9502145B2 (en) * 2009-09-23 2016-11-22 Terrapower, Llc Nuclear reactor operation and simulation
BR112012010389A2 (pt) * 2009-11-02 2020-08-18 Searete, Llc "reator de fissão nuclear de ondas estacionárias e métodos"
US9922733B2 (en) * 2009-11-06 2018-03-20 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US9786392B2 (en) 2009-11-06 2017-10-10 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US9799416B2 (en) * 2009-11-06 2017-10-24 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US10008294B2 (en) * 2009-11-06 2018-06-26 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
AU2011212810B2 (en) 2010-02-04 2013-10-10 General Atomics Modular nuclear fission waste conversion reactor
US10593436B2 (en) 2013-11-21 2020-03-17 Terrapower, Llc Method and system for generating a nuclear reactor core loading distribution
KR101633493B1 (ko) * 2014-07-24 2016-06-28 세종대학교산학협력단 다중 핵분열성층을 갖는 소형 모듈화 원자로 노심 및 이를 갖는 원자로

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1299038A (en) * 1971-08-16 1972-12-06 Evgeny Ivanovich Grishanin Fast reactor
CN85107701A (zh) * 1984-10-22 1986-06-10 西屋电气公司 对称的再生区核燃料组件
US4827139A (en) * 1987-04-20 1989-05-02 Nuclear Assurance Corporation Spent nuclear fuel shipping basket and cask
US5082617A (en) * 1990-09-06 1992-01-21 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Thulium-170 heat source
CN1134197A (zh) * 1993-10-29 1996-10-23 卡洛·鲁布比亚 用于“清洁”核能生产的用粒子束加速器驱动的能量放大器

Family Cites Families (91)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3096263A (en) 1952-04-01 1963-07-02 Walter E Kingston Nuclear reactor fuel elements and method of preparation
US2865827A (en) 1955-05-27 1958-12-23 Orrington E Dwyer Power generation from liquid metal nuclear fuel
BE568244A (zh) 1957-06-05
US3041263A (en) 1957-12-05 1962-06-26 Robert M Kiehn Molten plutonium fueled fast breeder reactor
NL273960A (zh) * 1961-01-25
NL286671A (zh) 1961-12-13 1900-01-01
GB1063696A (en) 1963-10-28 1967-03-30 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactor
US3426533A (en) 1965-06-28 1969-02-11 Jerry Grey Liquid core nuclear propulsion reactor
DE1539689A1 (de) 1966-05-21 1970-01-22 Brauer Dr Ing Heinz Extrem kompaktes Bauelement fuer Kernreaktoren,chemische Reaktoren und konventionelle Waermeaustauscher
US3601638A (en) 1967-04-04 1971-08-24 Euratom Fuel elements for use in thermionic nuclear reactors
US3456047A (en) 1967-06-29 1969-07-15 Chemotronics International Inc Process for the transient thermal treatment of a porous mass
US3437847A (en) 1967-08-29 1969-04-08 Us Air Force Cascaded thermionic-thermoelectric devices utilizing heat pipes
US3535562A (en) * 1968-02-16 1970-10-20 Nasa Power system with heat pipe liquid coolant lines
DE1764347A1 (de) * 1968-05-21 1971-07-15 Euratom Kernreaktor mit Waermeroehren
US3629063A (en) * 1968-09-23 1971-12-21 Us Air Force Vent for nuclear-thermionic fuel rod
US3607631A (en) 1968-11-06 1971-09-21 Atomic Energy Commission Moderated thermionic reactor core
US3732427A (en) * 1971-03-17 1973-05-08 A Trudeau Integrated transport system for nuclear fuel assemblies
DE2142744C3 (de) 1971-08-26 1980-11-13 Deutsche Gesellschaft Fuer Wiederaufarbeitung Von Kernbrennstoffen Mbh, 3000 Hannover Brennelement in Stabform für Kernreaktoren
US3854524A (en) 1972-09-07 1974-12-17 Atomic Energy Commission Thermal switch-heat pipe
DE2258727A1 (de) * 1972-11-30 1974-06-06 Siemens Ag Verfahren fuer das zonenweise umsetzen von kernreaktorbrennelementen
US3960655A (en) * 1974-07-09 1976-06-01 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Nuclear reactor for breeding U233
US4113563A (en) 1976-01-06 1978-09-12 Westinghouse Electric Corp. Fuel arrangement for high temperature gas cooled reactor
US4303474A (en) 1977-03-01 1981-12-01 General Atomic Company Nuclear reactor core assembly
US4270938A (en) * 1978-12-04 1981-06-02 Airco, Inc. Processes for decontaminating nuclear process off-gas streams
US4343763A (en) 1980-03-07 1982-08-10 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Heat transfer system
UST101204I4 (en) 1980-10-16 1981-11-03 Compact fast nuclear reactor using heat pipes
US4591479A (en) * 1981-06-03 1986-05-27 Nus Corporation Boiling water reactor fuel bundle
US4478784A (en) * 1982-06-10 1984-10-23 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Passive heat transfer means for nuclear reactors
FR2535508B1 (fr) 1982-10-27 1986-07-04 Framatome Sa Reacteur nucleaire a rendement ameliore
DE3301965C2 (de) * 1983-01-21 1986-12-04 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Abschirmelement für einen aus Kernbrennstoffelementen und den Abschirmelementen aufgebauten Reaktorkern
US4508677A (en) * 1983-02-09 1985-04-02 General Electric Company Modular nuclear reactor for a land-based power plant and method for the fabrication, installation and operation thereof
JPS59170792A (ja) 1983-03-17 1984-09-27 株式会社東芝 原子炉の初装荷炉心
US4636352A (en) * 1984-02-09 1987-01-13 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel rod with burnable plate and pellet-clad interaction fix
US4604785A (en) * 1984-12-21 1986-08-12 General Electric Company Method of making fuel channel
DE3604869A1 (de) * 1986-02-15 1987-08-20 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Gasgekuehlter kernreaktor mit einer stationaeren schuettung kugelfoermiger betriebselemente
JPS6361184A (ja) 1986-09-01 1988-03-17 株式会社日立製作所 高速増殖炉
US4764339A (en) * 1986-12-16 1988-08-16 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy High flux reactor
US4749544A (en) * 1987-03-24 1988-06-07 General Electric Company Thin walled channel
JPH01116488A (ja) 1987-10-30 1989-05-09 Hitachi Ltd ガス原子炉
US4851183A (en) * 1988-05-17 1989-07-25 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Underground nuclear power station using self-regulating heat-pipe controlled reactors
US5039475A (en) * 1990-07-02 1991-08-13 The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Air Force Thermionic fuel element pressure vessel
US5202084A (en) * 1990-07-10 1993-04-13 General Electric Company Bi-level reactor including steam separators
US5182077A (en) * 1991-04-15 1993-01-26 Gamma Engineering Corporation Water cooled nuclear reactor and fuel elements therefor
JPH0519078A (ja) * 1991-07-15 1993-01-26 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 原子炉用燃料棒
JP2915200B2 (ja) * 1991-07-24 1999-07-05 株式会社日立製作所 燃料装荷方法及び原子炉炉心
US5223210A (en) * 1991-08-16 1993-06-29 General Electric Company Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors with backup coolant flow path
US5241573A (en) * 1992-01-08 1993-08-31 Thacker Michael S Shield apparatus
US5264056A (en) * 1992-02-05 1993-11-23 Electric Power Research Institute, Inc. Method and apparatus for annealing nuclear reactor pressure vessels
WO1993018520A1 (de) * 1992-03-13 1993-09-16 Siemens Aktiengesellschaft Kernreaktor-brennstab mit zweischichtigem hüllrohr
US5420897A (en) * 1992-07-30 1995-05-30 Kabushiki Kaisha Toshiba Fast reactor having reflector control system
JP2875932B2 (ja) 1993-01-20 1999-03-31 株式会社日立製作所 原子炉の制御棒制御装置
US5353321A (en) * 1993-06-21 1994-10-04 Aleksandr Rybnikov Plasma thermoelement
US5408510A (en) * 1994-04-11 1995-04-18 The Babcock & Wilcox Company Thermionic nuclear reactor with flux shielded components
GB9417175D0 (en) * 1994-08-25 1994-10-12 Hare John T Radiation shield
US5684848A (en) * 1996-05-06 1997-11-04 General Electric Company Nuclear reactor heat pipe
JPH1020063A (ja) 1996-07-04 1998-01-23 Hitachi Ltd 高速炉用燃料集合体及びその炉心
JP3739868B2 (ja) 1996-10-15 2006-01-25 東芝プラントシステム株式会社 原子力プラント
US6120706A (en) * 1998-02-27 2000-09-19 Bechtel Bwxt Idaho, Llc Process for producing an aggregate suitable for inclusion into a radiation shielding product
US6233298B1 (en) * 1999-01-29 2001-05-15 Adna Corporation Apparatus for transmutation of nuclear reactor waste
JP3150669B2 (ja) * 1999-09-02 2001-03-26 三菱重工業株式会社 キャスク
US6512805B1 (en) * 1999-09-14 2003-01-28 Hitachi, Ltd. Light water reactor core and fuel assembly
RU2173484C1 (ru) * 2000-02-14 2001-09-10 Государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники" Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем
JP3463100B2 (ja) 2000-08-30 2003-11-05 東京工業大学長 原子炉の炉心における核燃料物質の取替方法
FR2817385B1 (fr) 2000-11-30 2005-10-07 Framatome Anp Pastille de combustible nucleaire oxyde et crayon comportant un empilement de telles pastilles
JP2002181976A (ja) 2000-12-14 2002-06-26 Central Res Inst Of Electric Power Ind 原子炉及びこれを備える原子力プラント
GB2370473B (en) 2000-12-21 2004-04-07 Marconi Caswell Ltd Improvements in or relating to optical communication
JP3433230B2 (ja) 2001-07-09 2003-08-04 東京工業大学長 原子炉の炉心およびその炉心における核燃料物質の取替方法
JP2003028975A (ja) * 2001-07-10 2003-01-29 Central Res Inst Of Electric Power Ind 原子炉
FR2838555B1 (fr) 2002-04-12 2006-01-06 Framatome Anp Procede et dispositif de production d'electricite a partir de la chaleur produite dans le coeur d'au moins un reacteur nucleaire a haute temperature
US20080069289A1 (en) 2002-09-16 2008-03-20 Peterson Otis G Self-regulating nuclear power module
WO2005061972A1 (en) * 2002-12-06 2005-07-07 Nanocoolers, Inc. Cooling of electronics by electrically conducting fluids
US7521029B2 (en) * 2003-01-31 2009-04-21 Man Dwe Gmbh Shell-and-tube type reactor for carrying out catalytic gaseous phase reactions and a procedure for operating the same
JP2004294250A (ja) 2003-03-27 2004-10-21 Tokyo Inst Of Technol 炉心冷却構造
US6768781B1 (en) 2003-03-31 2004-07-27 The Boeing Company Methods and apparatuses for removing thermal energy from a nuclear reactor
US20050271181A1 (en) 2003-04-24 2005-12-08 Board Of Regents Of The University And Community College System Of Nevada Apparatus and method for ignition of high-gain thermonuclear microexplosions with electric-pulse power
US20050069075A1 (en) * 2003-06-04 2005-03-31 D.B.I. Century Fuels And Aerospace Services, Inc. Reactor tray vertical geometry with vitrified waste control
US7224761B2 (en) * 2004-11-19 2007-05-29 Westinghouse Electric Co. Llc Method and algorithm for searching and optimizing nuclear reactor core loading patterns
US20060227924A1 (en) 2005-04-08 2006-10-12 Westinghouse Electric Company Llc High heat flux rate nuclear fuel cladding and other nuclear reactor components
JP2007010457A (ja) * 2005-06-30 2007-01-18 Toshiba Corp 原子炉格納容器および沸騰水型原子力プラント
US20080232533A1 (en) * 2006-02-15 2008-09-25 Anatoly Blanovsky High flux sub-critical reactor for nuclear waste transmulation
JP2007232429A (ja) 2006-02-28 2007-09-13 Tokyo Institute Of Technology 原子炉の運転方法
FI20060241L (fi) 2006-03-14 2007-09-15 Picodeon Ltd Oy Sytytin, reaktori ja polttoaine
US20080123797A1 (en) 2006-11-28 2008-05-29 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Automated nuclear power reactor for long-term operation
US20090175402A1 (en) 2006-11-28 2009-07-09 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Method and system for providing fuel in a nuclear reactor
US20090080587A1 (en) * 2006-11-28 2009-03-26 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Nuclear fission igniter
US20080123795A1 (en) 2006-11-28 2008-05-29 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Controllable long term operation of a nuclear reactor
US7860207B2 (en) 2006-11-28 2010-12-28 The Invention Science Fund I, Llc Method and system for providing fuel in a nuclear reactor
US9230695B2 (en) 2006-11-28 2016-01-05 Terrapower, Llc Nuclear fission igniter
US20090080588A1 (en) * 2006-11-28 2009-03-26 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Nuclear fission igniter
US8085894B2 (en) * 2007-04-23 2011-12-27 Lawrence Livermore National Security, Llc Swelling-resistant nuclear fuel
US20090285348A1 (en) 2008-05-15 2009-11-19 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Heat pipe fission fuel element

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1299038A (en) * 1971-08-16 1972-12-06 Evgeny Ivanovich Grishanin Fast reactor
CN85107701A (zh) * 1984-10-22 1986-06-10 西屋电气公司 对称的再生区核燃料组件
US4827139A (en) * 1987-04-20 1989-05-02 Nuclear Assurance Corporation Spent nuclear fuel shipping basket and cask
US5082617A (en) * 1990-09-06 1992-01-21 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Thulium-170 heat source
CN1134197A (zh) * 1993-10-29 1996-10-23 卡洛·鲁布比亚 用于“清洁”核能生产的用粒子束加速器驱动的能量放大器

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
E.TELLER等: "Completely Automated Nuclear Power Reactors for Long-Term Operation: III. Enabling Technology for large-Scale, Low-Risk Affordable Nuclear Electricity", 《THE ENERGY JOURNAL》 *
EDWARD TELLER等: "Completely Automated Nuclear Power Reactors for Long-Term Operation", 《FRONTIER IN PHYSICS SYMPOSIUM, JOINT AMERICAN AOCIETY AND THE AMERICA ASSOCIATION OF PHYSICS TEACHERS TEXAS MEETING》 *
HIROSHI SEKIMOTO等: "Startup of "CANDLE" burnup in fast reactor from enriched uranium core", 《ENERGY CONVENSION AND MANAGMENT》 *
徐铢: "中国实验快堆", 《高技术通讯》 *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104064228A (zh) * 2014-05-16 2014-09-24 中国核动力研究设计院 行波堆启堆区及行波堆启堆区制造方法
CN104064228B (zh) * 2014-05-16 2016-03-23 中国核动力研究设计院 行波堆启堆区及行波堆启堆区制造方法

Also Published As

Publication number Publication date
JP2011511947A (ja) 2011-04-14
RU2013108309A (ru) 2014-09-10
KR20100129289A (ko) 2010-12-08
RU2010136176A (ru) 2012-03-20
EP2252999A2 (en) 2010-11-24
US9230695B2 (en) 2016-01-05
RU2483371C2 (ru) 2013-05-27
US20160148710A1 (en) 2016-05-26
WO2009136971A3 (en) 2010-01-14
RU2605605C2 (ru) 2016-12-27
KR20160022947A (ko) 2016-03-02
KR101779730B1 (ko) 2017-09-18
WO2009136971A2 (en) 2009-11-12
EP2252999A4 (en) 2011-04-27
US10304572B2 (en) 2019-05-28
JP5947484B2 (ja) 2016-07-06
US20080240333A1 (en) 2008-10-02

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Ma Nuclear reactor materials and applications
US20090080587A1 (en) Nuclear fission igniter
US20090080588A1 (en) Nuclear fission igniter
US8971474B2 (en) Automated nuclear power reactor for long-term operation
US20090175402A1 (en) Method and system for providing fuel in a nuclear reactor
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US20100040188A1 (en) Heat pipe nuclear fission deflagration wave reactor cooling

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