CN102460591A - 核裂变反应堆流量控制组件 - Google Patents
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Abstract
一种核裂变反应堆、流量控制组件、其方法和流量控制组件系统。将流量控制组件与能够在相对于核裂变模块的位置上产生燃烧行波的核裂变模块耦合。流量控制组件响应相对于核裂变模块的位置控制流体的流量。流量控制组件包含配置成按照与核裂变模块相关联的运行参数操作的流量调节分组件。另外，流量调节分组件可按照对流量调节分组件的预定输入重新配置。此外，流量控制组件包含与流量调节分组件耦合以便调整流量调节分组件、从而改变到核裂变模块中的流体流量的滑架分组件。
Description
交叉参考相关申请
本申请涉及如下所列申请(“相关申请”)以及要求从如下所列申请中获得最早可用有效申请日的权益(例如，要求非临时专利申请的最早可用优先权日，或要求临时专利申请，以及相关申请的任何和所有父代、祖父代、曾祖父代等申请基于35USC§119(e)的权益)。相关申请以及相关申请的任何和所有父代、祖父代、曾祖父代等申请的所有主题以这样的主题不会与本文的主题相抵触的程度通过引用并入本文中。
相关申请
根据美国专利商标局(USPTO)的非法定要求，本申请构成2009年4月16日提交、发明人为Charles E.Ahlfeld、Roderick A.Hyde、Muriel Y.Ishikawa、David G.McAlees、Jon D McWhirter、Nathan P.Myhrvold、AshokOdedra、Clarence T.Tegreene、Thomas Allan Weaver、Charles Whitmer、VictoriaY.H.Wood、Lowell L.Wood，Jr.和George B.Zimmerman、和发明名称为“ANUCLEAR FISSION REACTOR，FLOW CONTROL ASSEMBLY，METHODSTHEREFOR AND A FLOW CONTROL ASSEMBLY SYSTEM(核裂变反应堆、流量控制组件、其方法以及流量控制组件系统)”的美国专利申请第12/386,495号的部分继续申请，该申请当前同时待审，或者是给予当前同时待审申请以申请日的权益的申请。
根据美国专利商标局(USPTO)的非法定要求，本申请构成2009年7月13日提交、发明人为Charles E.Ahlfeld、Roderick A.Hyde、Muriel Y.Ishikawa、David G.McAlees、Jon D McWhirter、Nathan P.Myhrvold、AshokOdedra、Clarence T.Tegreene、Thomas Allan Weaver、Charles Whitmer、VictoriaY.H.Wood、Lowell L.Wood，Jr.和George B.Zimmerman、和发明名称为“ANUCLEAR FISSION REACTOR，FLOW CONTROL ASSEMBLY，METHODSTHEREFOR AND A FLOW CONTROL ASSEMBLY SYSTEM(核裂变反应堆、流量控制组件、其方法以及流量控制组件系统)”的美国专利申请第12/460,157号的部分继续申请，该申请当前同时待审，或者是给予当前同时待审申请以申请日的权益的申请。
根据美国专利商标局(USPTO)的非法定要求，本申请构成2009年7月13日提交、发明人为Charles E.Ahlfeld、Roderick A.Hyde、Muriel Y.Ishikawa、David G.McAlees、Jon D McWhirter、Nathan P.Myhrvold、AshokOdedra、Clarence T.Tegreene、Thomas Allan Weaver、Charles Whitmer、VictoriaY.H.Wood、Lowell L.Wood，Jr.和George B.Zimmerman、和发明名称为“ANUCLEAR FISSION REACTOR，FLOW CONTROL ASSEMBLY，METHODSTHEREFOR AND A FLOW CONTROL ASSEMBLY SYSTEM(核裂变反应堆、流量控制组件、其方法以及流量控制组件系统)”的美国专利申请第12/460,160号的部分继续申请，该申请当前同时待审，或者是给予当前同时待审申请以申请日的权益的申请。
根据美国专利商标局(USPTO)的非法定要求，本申请构成2009年7月13日提交、发明人为Charles E.Ahlfeld、Roderick A.Hyde、Muriel Y.Ishikawa、David G.McAlees、Jon D McWhirter、Nathan P.Myhrvold、AshokOdedra、Clarence T.Tegreene、Thomas Allan Weaver、Charles Whitmer、VictoriaY.H.Wood和Lowell L.Wood，Jr.、和发明名称为“A NUCLEAR FISSIONREACTOR，FLOW CONTROL ASSEMBLY，METHODS THEREFOR AND AFLOW CONTROL ASSEMBLY SYSTEM(核裂变反应堆、流量控制组件、其方法以及流量控制组件系统)”的美国专利申请第12/460,159号的部分继续申请，该申请当前同时待审，或者是给予当前同时待审申请以申请日的权益的申请。
美国专利商标局(USPTO)已经发布了内容是USPTO的计算机程序要求专利申请人引用序号并指示申请是继续申请还是部分继续申请的公告。有关细节请参阅可在http://www.uspto.gov/web/offices/com/sol/og/2003/week11/patbene.htm.上查到的文章，Stephen G.Kunin，Benefit of Prior-FiledApplication，USPTO Official Gazette March 18，2003。本申请人实体(下文称为“申请人”)在上面已经提供了如法规所述要求其优先权的申请的特定引用。本申请人理解，该法规在其特定引用语言上是明确的，不需要序号或像“继续”或“部分继续”那样的任何表征来要求美国专利申请的优先权。尽管如上文所述，但本申请人理解，USPTO的计算机程序有某些数据输入要求，因此本申请人将本申请指定成如上所述它的父代申请的部分继续，但应明确指出，这样的指定决不能理解成除了其父代申请的主题之外，本申请是否包含某新主题的任何类型的注释和/或承认。
技术领域
本申请一般涉及牵涉到诱发核反应的过程以及实现这样过程的结构，该结构包括入口、出口或冷却通道上的孔或流体控制装置，尤其涉及核裂变反应堆、流量控制组件、其方法以及流量控制组件系统。
背景技术
众所周知，在正在运行的核裂变反应堆中，已知能量的中子被具有大原子质量的核素吸收。所产生的复合核分解成包括两个较小原子质量裂变碎片的裂变产物以及衰变产物。已知通过所有能量的中子经受这样的裂变的核素包括铀-233、铀-235和钚-239，它们都是可裂变核素。例如，动能为0.0253eV(电子伏特)的热中子可用于使U-235原子核裂变。作为可增殖核素的钍-232和铀-238不会发生诱发裂变，除非利用动能为至少1MeV(兆电子伏特)的快中子。从每个裂变事件中释放的总动能是大约200MeV。这种动能最终转化成热。
在核反应堆中，上述可裂变和/或可增殖材料通常存放在界定核反应堆堆芯的多个紧密堆积在一起的燃料组件中。已经观察到，热积累可能使这样的紧密堆积在一起的燃料组件和其它反应堆部件经历差异热膨胀，导致反应堆堆芯部件对不准。热积累也可能促使在反应堆运行期间可以增加燃料棒肿胀和燃料棒包壳断裂的风险的燃料棒蠕变。这可能增加了燃料芯块可能破裂和/或燃料棒可能弯曲的风险。燃料芯块破裂可能先于像燃料-包壳机械相互作用那样的燃料-包壳故障机制，并且导致裂变气体释放。裂变气体释放可以在反应堆堆芯中产生高于正常的辐射水平。燃料棒弯曲可能导致冷却剂流通道阻塞。
已经作了将足够冷却剂流提供给核反应堆燃料组件的尝试。1985年3月19日以Jacky Rion的名字颁发和发明名称为“Device for Regulating the Flow ofa Fluid(调节流体的流量的设备)”的美国专利第4,505,877号公开了包含与流体流垂直和改变流体流的方向的一系列格栅的设备。按照Rion的专利，这种设备打算用在调节在液态金属冷却核反应堆组件的基座中循环的冷却流体的方向中。该设备的致力于对于给定额定流速和给定下游压强，不产生空腔地引起给定压降。
在1991年11月19日以Neil G.Heppenstall等人的名字颁发和发明名称为“Nuclear Fuel Assembly Coolant Control(核燃料组件冷却剂控制)”的美国专利第5,066,453号中，公开了将足够冷却剂流提供给核反应堆燃料组件的另一种尝试。这个专利公开了通过核燃料组件控制冷却剂的流量的装置，该装置包含可处在燃料组件中的可变限流器、处在燃料组件中的位置上以引起自身中子诱发增长的方式响应中子辐射的装置、和将中子辐射响应装置与可变限流器连接以便控制冷却剂通过燃料组件的流量的连接装置。可变限流器包含多条纵向对齐管道、和具有可处在一些管道中的堵塞件阵列的堵塞装置，堵塞件具有不同长度，以便通过连接装置纵向位移堵塞装置逐渐打开或关闭一些管道。
在1993年3月30日以John P.Church的名字颁发和发明名称为“NuclearReactor Flow Control Method and Apparatus(核反应堆流量控制方法和装置)”的美国专利第5,198,185号中，公开了将足够冷却剂流提供给核反应堆燃料组件的又一种尝试。这个专利看起来公开了在发生事件状况下使流动得到改善而在正常状况下不使流动恶化的冷却剂流分布。按照这个专利，通用套管外壳围住燃料元件。该通用套管外壳具有让冷却剂通过的多个孔。逐个套管地对套管外壳中的孔的数量和大小加以改变，以便增加流到堆芯中心燃料的冷却剂的数量，而相对减小到外围燃料的流量。此外，按照这个专利，改变孔的数量和孔的大小可以满足跨过堆芯的特定功率形状。
发明内容
按照本公开的一个方面，提供了一种核裂变反应堆，其包含核裂变模块，配置成在相对于该核裂变模块的位置上具有至少一部分燃烧行波(travelingburn wave)；以及流量控制组件，配置成与该核裂变模块耦合和配置成响应处在相对于该核裂变模块的位置上的燃烧行波调节流体的流量。
按照本公开的另一个方面，提供了一种核裂变反应堆，其包含发热核裂变燃料组件，配置成在相对于该核裂变燃料组件的位置上具有至少一部分燃烧行波；以及流量控制组件，配置成与该核裂变燃料组件耦合和能够响应处在相对于该核裂变燃料组件的位置上的燃烧行波调节流体流的流量。
按照本公开的又一个方面，提供了一种用在行波核裂变反应堆中的流量控制组件，其包含流量调节分组件。
按照本公开的另一个方面，提供了一种用在核裂变反应堆中的流量控制组件，其包含流量调节分组件，该流量调节分组件包括具有第一孔的第一套管；配置成插入第一套管中的第二套管，第二套管具有可与第一孔对准的第二孔，第一套管被配置成可旋转，以便使第一孔与第二孔对准；以及配置成与流量调节分组件耦合的滑架分组件。
按照本公开的再一个方面，提供了一种用在行波核裂变反应堆中、配置成与燃料组件连接的流量控制组件，其包含配置成布置在流体流中的可调流量调节分组件。
按照本公开的进一步方面，提供了一种用在核裂变反应堆中、配置成与燃料组件连接的流量控制组件，其包含配置成布置在流体流中的可调流量调节分组件，该可调流量调节分组件包括具有第一孔的第一套管；以及配置成插入第一套管中的第二套管，第二套管具有第二孔，第一孔可逐渐与第二孔对准，从而随着第一孔逐渐与第二孔对准，可变数量的流体流流过第一孔和第二孔，第一套管被配置成可相对于第二套管轴向平移，以便使第二孔与第一孔对准。
按照本公开的另外方面，提供了一种用在核裂变反应堆中、配置成与燃料组件连接的流量控制组件，其包含可调流量调节分组件；以及与可调流量调节分组件耦合以便调整可调流量调节分组件的滑架分组件。
按照本公开的另一个方面，提供了一种用在核裂变反应堆中、可与安排为布置在核裂变反应堆中的多个核裂变燃料组件的所选一个耦合的流量控制组件，其包含调整流过多个核裂变燃料组件的所选一个的流体流的流量的可调流量调节分组件，该可调流量调节分组件包括具有多个第一孔的外套管；插入外套管中的内套管，内套管具有多个第二孔，第一孔可逐渐与第二孔对准以界定可变流区，从而随着第一孔和第二孔逐渐对准来界定可变流区，可变数量的流体流流过第一孔和第二孔；以及与可调流量调节分组件耦合以便调整可调流量调节分组件的滑架分组件。
按照本公开的进一步方面，提供了一种运行核裂变反应堆的方法，其包含在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波；以及响应相对于核裂变模块的位置，操作与核裂变模块耦合的流量控制组件以便调节流体的流量。
按照本公开的另一个方面，提供了一种组装用在行波核裂变反应堆中的流量控制组件的方法，其包含接纳流量调节分组件。
按照本公开的另一个方面，提供了一种组装用在行波核裂变反应堆中的流量控制组件的方法，其包含接纳滑架分组件。
按照本公开的另一个方面，提供了一种组装用在行波核裂变反应堆中的流量控制组件的方法，其包含接纳具有第一孔的第一套管；将第二套管插入第一套管中，第二套管具有可与第一孔对准的第二孔，第一套管被配置成可旋转，以便将第一孔轴向平移成与第二孔对准；以及将滑架分组件与流量调节分组件耦合。
按照本公开的另外方面，提供了用在行波核裂变反应堆中的流量控制组件系统，其包含流量调节分组件。
按照本公开的另一个方面，提供了用在核裂变反应堆中的流量控制组件系统，其包含流量调节分组件，该流量调节分组件包括具有第一孔的第一套管；配置成插入第一套管中的第二套管，第二套管具有可与第一孔对准的第二孔，第一套管被配置成可旋转，以便将第一孔轴向平移成与第二孔对准；以及配置成与流量调节分组件耦合的滑架分组件。
按照本公开的再一个方面，提供了一种用在核裂变反应堆中、配置成与核裂变燃料组件连接的流量控制组件系统，其包含配置成布置在流体流中的可调流量调节分组件。
按照本公开的另一个方面，提供了一种用在核裂变反应堆中、可与布置在核裂变反应堆中的多个核裂变燃料组件的所选一个耦合的流量控制组件系统，其包含控制流过多个核裂变燃料组件的所选一个的流体流的流量的可调流量调节分组件，该可调流量调节分组件包括具有多个第一孔的外套管；插入外套管中的内套管，内套管具有多个第二孔，第一孔可逐渐与第二孔对准以界定可变流区，从而随着第一孔和第二孔逐渐对准来界定可变流区，可变数量的流体流流过第一孔和第二孔；以及与可调流量调节分组件耦合以便调整可调流量调节分组件的滑架分组件。
本公开的一个特征是提供能够响应燃烧波的位置控制流体的流量的流量控制组件。
本公开的另一个特征是提供包含流量调节分组件的流量控制组件，该流量调节分组件包括外套管和内套管，外套管具有第一孔和内套管具有可与第一孔对准的第二孔，从而随着第二孔与第一孔对准，一定数量的流体流流过第一孔和第二孔。
本公开的另外特征是提供配置成与流量调节分组件耦合以便传送和配置流量调节分组件的滑架分组件。
除了上文之外，在本公开的如正文(例如，权利要求书和/或详细描述)和/或附图的教导中提出和描述了各种其它方法和/或设备方面。
上文是一个总结，因此可能包含细节的简化、概括、包含、和/或省略；因此，本领域的技术人员意识到，该总结只是例示性的，而决不是打算进行任何限制。除了上述的例示性方面、实施例和特征之外，通过参考附图和如下详细描述，进一步的方面、实施例和特征将变得明显。
附图说明
虽然本说明书以特别指出和不同地声明本公开的主题的权利要求书作为结论，但相信本公开可以从结合附图所作的如下详细描述中得到更好理解。另外，用在不同附图中的相同符号通常表示相似或相同项目。
图1是核裂变反应堆的示意性表示；
图1A是属于核裂变反应堆的核燃料组件或核裂变模块的横截面图；
图1B是属于核裂变模块的核燃料棒的透视和局部垂直剖面表示；
图2是具有布置在其中的多个六角形状核裂变模块的六角形状核裂变反应堆堆芯的横截面图；
图3是具有布置在其中的多个六角形状核裂变模块的圆柱形状反应堆堆芯的横截面图；
图4是平行六面体状反应堆堆芯的横截面图，该反应堆堆芯具有布置在其中的多个六角形状核裂变模块和包括在相对于核裂变模块的位置上具有宽度“x”的至少一部分燃烧行波；
图5是多个相邻六角形状核裂变模块的横截面图，除了燃料棒之外，该核裂变模块还具有多根可纵向移动控制棒；
图5A是多个相邻六角形状核裂变模块的横截面图，除了燃料棒之外，该核裂变模块还具有多根布置在其中的可增殖再生棒；
图5B是多个相邻六角形状核裂变模块的横截面图，除了燃料棒之外，该核裂变模块还具有多根布置在其中的中子反射体棒；
图5C是平行六面体状反应堆堆芯的横截面图，该反应堆堆芯具有围绕其内周围布置的再生毯燃料组件；
图6是沿着图5的剖面线6-6截取的视图；
图7是多个相邻核裂变模块和属于流量控制组件和与核裂变模块的各自一个耦合的多个流量调节分组件的局部垂直剖面图；
图8是流量调节分组件的透视分解图；
图8A是流量调节分组件的局部垂直剖面分解图；
图8B是完全允许流体流过的打开配置下流量调节分组件的局部剖面图；
图8C是完全阻止流体流过的关闭配置下流量调节分组件的局部剖面图；
图8D是沿着图8B的剖面线8D-8D截取的视图，以水平剖面示出了属于流量调节分组件下部的抗转配置；
图8E是流量调节分组件下部的为了清楚起见部分已除去的垂直剖面图，示出了可自由旋转接头；
图9是与核裂变模块耦合和处在允许流体流到核裂变模块的完全打开位置上的流量调节分组件的局部正面图；
图10是与核裂变模块耦合和处在防止流体流到核裂变模块的完全关闭位置上的流量调节分组件的局部正面图；
图11是多个相邻核裂变模块和与核裂变模块之一耦合的多个流量调节分组件的垂直剖面图；
图12是多个相邻核裂变模块和与核裂变模块的各自一个耦合的多个流量调节分组件的垂直剖面图，该流量调节分组件被显示在允许可变流体流过的完全打开、部分关闭或打开、和完全关闭的位置上；
图13是属于流量控制组件的滑架分组件的为了清楚起见部分已除去的透视图；
图14是多个相邻核裂变模块和布置在核裂变模块的各自一个中的多个传感器的垂直剖面图；
图15是多个流量调节分组件的为了清楚起见部分已除去的局部正面图，多个流量调节分组件的所选一个通过由导螺杆装置旋转驱动和由齿轮装置轴向驱动的多个套筒扳手之一啮合；
图16是驱动多个套筒扳手的可选者的齿轮装置的透视图；
图17是通过多个套筒扳手的所选一个啮合的多个流量调节分组件的为了清楚起见部分已除去的局部正面图，套筒扳手至少部分受与控制器或控制单元电耦合的密封电机装置控制；
图18是通过多个套筒扳手的所选一个啮合的多个流量调节分组件的为了清楚起见部分已除去的局部正面图，套筒扳手至少部分受响应能够发送射频信号的属于控制器或控制单元的无线电发射器-接收器装置的密封电机装置控制；
图19是通过多个套筒扳手的所选一个啮合的多个流量调节分组件的局部正面图，套筒扳手至少部分受能够通过光束发送信号的属于控制单元的光纤发射器-接收器装置控制；
图20A-20S是运行核裂变反应堆的例示性方法的流程图；以及
图21A-20H是组装流量控制分组件的例示性方法的流程图。
具体实施方式
在如下详细描述中，将参考形成其一部分的附图。在这些附图中，相似的符号通常表示相似的部件，除非上下文另有规定。描述在详细描述、附图和权利要求书中的例示性实施例并不意味着限制本发明的范围。可以不偏离本文展示的主题的精神或范围地利用其它实施例，以及可以作出其它改变。
另外，为了清晰地展示起见，本申请使用了形式上的概括性标题。但是，应该明白，这些概括性标题用于展示的目的，可以在整个申请中讨论不同类型的主题(例如，可以在过程/操作标题下描述设备/结构和/或可以在结构/过程标题下讨论过程/操作；和/或单个话题的描述可以跨越两个或更多个话题标题)。因此，形式上的概括性标题的使用决不是打算限制本发明的范围。
此外，本文所述的主题有时例示了包含在其它不同部件中，或与其它不同部件连接的不同部件。应该明白，这样描绘的架构仅仅是示范性的，事实上，可以实现许多实现相同功能的其它架构。从概念上来讲，有效地“联系”实现相同功能的部件的任何安排，以便实现所希望功能。因此，本文组合在一起实现特定功能的任何两个部件可以看作相互“联系”，使得与架构或中间部件无关地实现所希望功能。同样，如此联系的任何两个部件也可以视作实现所希望功能的相互“可操作地连接”或“可操作地耦合”，以及能够如此联系的任何两个部件也可以视作实现所希望功能的相互“可操作耦合”。可操作耦合的特例包括但不局限于物理上可配对和/或物理上相互作用部件、可无线相互作用和/或无线相互作用部件、和/或逻辑上相互作用和或/逻辑上可相互作用部件。
在一些情况下，一个或多个部件在本文中可能被称为“配置成”，“可配置成”，“可操作/操作”，“适用于/可适用于”，“能够”，“可依照/依照”等。本领域的普通技术人员应该认识到，“配置成”，“可配置成”，“可操作/操作”，“适用于/可适用于”，“能够”，“可依照/依照”等一般可以包含活动状态部件、非活动状态部件和/或等待状态部件，除非上下文另有要求。
关于本公开，如前所述，在许多情况下，对于在可裂变核素中吸收的每个中子，释放出不止一个中子，直到可裂变原子核耗尽。这种现象用在商业核反应堆中，以产生又用于发电的连续热量。
但是，由于由反应堆堆芯中的不均匀中子通量分布引起的“峰”温度(即热通道峰值因子)，可能发生对反应堆结构材料的热损伤。如本领域众所周知，中子通量被定义成每单位时间通过单位面积的中子的数量。这个峰温度又由不均匀控制棒/燃料棒分布引起。如果峰温度超过材料极限，就可能发生热损伤。另外，运行在快中子谱中的反应堆可能被设计成具有存在于堆芯周围的可增殖燃料“再生毯”材料。这样的反应堆将趋于通过中子吸收使燃料再生成再生毯材料。这导致了随着反应堆接近燃料循环结束，反应堆外围的输出功率增大。在反应堆燃料循环开始使冷却剂流过外围组件可以保持安全的运行温度，并且顾及在燃料循环期间随着燃耗增加将发生的功率增大。
由于燃料“燃耗”，产生了“反应”(即，反应堆功率的变化)。燃耗通常定义成每单位质量的燃料生成的能量量，通常用兆瓦天每公吨重金属(MWd/MTHM)或千兆瓦天每公吨重金属(GWd/MTHM)的单位表达。更具体地说，“反应变化”与反应堆产生比保持临界链式反应的确切数量多或少的中子的相对能力有关。反应堆的响应性通常表征成使反应堆的功率指数地增大或减小的反应变化的时间导数。
关于这方面，由中子吸收材料制成的控制棒通常用于调整和控制变化反应性。使这样的控制棒来回进出反应堆堆芯，以便在反应堆堆芯中可变地控制中子吸收，因此控制中子通量水平和反应性。中子通量水平在控制棒附近降低，而在远离控制棒的区域中可能较高。因此，中子通量在整个反应堆堆芯中是不均匀的。这导致了在中子通量较高的那些区域中燃料燃耗较高。此外，核能发电领域的普通技术人员可以懂得，中子通量和功率密度变化是由许多因素造成的。离控制棒远近可能是也可能不是主要因素。例如，中子通量通常在附近没有控制棒的堆芯边界上显著下降。这些效应又可能引起中子通量较高的那些区域过热或峰温度。这样的峰温度可能因改变了结构的机械性质而非所希望地缩短了经受这样峰温度的结构的运行寿命。此外，与中子通量和可裂变燃料浓度的乘积成比例的反应堆功率密度，受堆芯结构材料不受损伤地承受这样峰温度的能力限制。
因此，参照图1，只作为例子而非限制性地，图1示出了统称为10、处理上文列举的关注的核裂变反应堆。如下文更充分描述，反应堆10可以是行波核裂变反应堆。核裂变反应堆10产生在多条传输线(未示出)上传输给电力用户的电力。反应堆10可以替代性地用于进行像确定温度对反应堆材料的影响的测试那样的测试。
参照图1，1A，1B和2，反应堆10包含统称为20的核裂变反应堆堆芯，核裂变反应堆堆芯20包括多个核裂变燃料组件，或也如本文所称，核裂变模块30。核裂变反应堆堆芯20密封地存放在反应堆堆芯外壳35内。只作为例子而非限制性地，如图所示，每个核裂变模块30可以形成横截面六角形状的结构，使得与像圆柱形或圆球形那样的核裂变模块30的大多数其它形状相比，可以将更多的核裂变模块30一起紧密地堆积在反应堆堆芯20内。每个核裂变模块30包含由于上述核裂变链式反应过程而发热的多根燃料棒40。如果需要的话，可以用燃料棒筒43围住燃料棒40，以便增加核裂变模块30的结构硬度和逐个隔离核裂变模块30。逐个隔离核裂变模块30避免了相邻核裂变模块30之间的横向冷却剂交叉流动。避免横向冷却剂交叉流动防止了核裂变模块30的横向振动。要不然这样的横向振动可能增加损伤燃料棒40的风险。另外，如下文更充分描述，逐个隔离核裂变模块30使得可以逐个模块地控制冷却剂流。控制到单独、预选核裂变模块30的冷却剂流像基本上按照反应堆堆芯20中的不均匀温度分布引导冷却剂流那样，有效管理反应堆堆芯20内的冷却剂流。筒体43可以包括将捆绑在一起的燃料棒搁在上面的环形肩部46(参见图7)。在示范性钠冷却反应堆的情况下，在正常运行期间，冷却剂可以具有约5.5m3/s(即，约194立方ft3/s)的平均额定体积流速和约2.3m/s(即，约7.55ft/s)的平均额定速度。燃料棒40彼此相邻，其间界定使冷却剂沿着燃料棒40的外部流动的冷却剂流通道47(参见图7)。将燃料棒40捆绑在一起，以便形成前述六角形核裂变模块30。尽管燃料棒40彼此相邻，但按照核动力反应堆设计领域的普通技术人员已知的技术，沿着每根燃料棒40的长度螺旋状延伸的包装线50(参见图7)仍然使燃料棒40以隔开的关系保持。
特别参考图1B，每根燃料棒40具有首尾相接堆叠在其中的多个核燃料芯块60。核燃料芯块60被燃料棒包壳材料70密封地围住。核燃料芯块60包含像铀-235、铀-233或钚-239那样的上述可裂变核素。可替代的是，核燃料芯块60可以包含像钍-232和/或铀-238那样的可增殖核素，它们在裂变过程中蜕变成上文刚提到的可裂变核素。进一步的替代是，核燃料芯块60可以包含可裂变核素和可增殖核素的预定混合物。更具体地说，只作为例子而非限制性地，核燃料芯块60可以由从基本上由如下组成的群组中选择的氧化物制成：一氧化铀(UO)、二氧化铀(UO2)、二氧化钍(ThO2)(也称为氧化钍)、三氧化铀(UO3)，氧化铀-氧化钚(UO-PuO)、八氧化三铀(U3O8)及其混合物。可替代的是，核燃料芯块60可以主要包含与像(但不局限于)锆或钍金属那样的其它金属合金或非合金的铀。作为又一种替代，核燃料芯块60可以主要包含铀的碳化物(UCx)或钍的碳化物(ThCx)。例如，核燃料芯块60可以由从基本上由如下组成的群组中选择的碳化物制成：一碳化铀(UC)、二碳化铀(UC2)、三碳化二铀(U2C3)、二碳化钍(ThC2)、碳化钍(ThC)及其混合物。作为另一个非限制性例子，核燃料芯块60可以由从基本上由如下组成的群组中选择的氮化物制成：氮化铀(U3N2)、氮化铀-氮化锆(U3N2Zr3N4)、氮化铀钚((U-Pu)N)、氮化钍(ThN)、铀-锆合金(UZr)及其混合物。密封地围住成堆核燃料芯块60的燃料棒包壳材料70可以是已知抗腐蚀和抗破裂的像ZIRCOLOYTM(西屋电气公司(Westinghouse ElectricCorporation)的注册商标)那样的适当锆合金。包壳材料70也可以由像铁素体马氏体钢那样的其它材料制成。
从图1中可最佳看到，反应堆堆芯20被布置在反应堆压力容器80中，以防止放射性粒子、气体或液体从反应堆堆芯20泄漏到周围生物圈。压力容器80可以是适当大小和厚度的钢、混凝土或其他材料，以减小这样辐射泄漏的风险和支持所需压力负荷。另外，可能存在密封地围住反应堆10的部分的安全壳(未示出)，以加强防止放射性粒子、气体或液体从反应堆堆芯20泄漏到周围生物圈的保证。
再次参照图1，主回路冷却管90与反应堆堆芯20耦合，使适当冷却剂可以流过反应堆堆芯20，以便冷却反应堆堆芯20。主回路冷却管90可以由像不锈钢那样的任何适当材料制成。可以懂得，如果需要的话，主回路冷却管90不仅可以由铁合金制成，而且可以由非铁合金、锆基合金或其它结构材料或复合物制成。主回路冷却管90传送的冷却剂可以是惰性气体或惰性气体的混合物。可替代的是，冷却剂可以是像“轻”水(H2O)或气态或超临界二氧化碳(CO2)那样的其它流体。作为另一个例子，冷却剂可以是液态金属。这样的液态金属可以是像铅-铋(Pb-Bi)那样的铅(Pi)合金。并且，冷却剂可以是像聚苯或碳氟化合物那样的有机冷却剂。在本文公开的示范性实施例中，冷却剂适当地可以是液态钠(Na)金属或像钠-钾(Na-K)那样的钠金属混合物。作为一个例子，取决于特定反应堆堆芯设计和运行历史，钠冷却反应堆堆芯的正常运行温度可能相对较高。例如，在具有混合铀钚氧化物燃料的500到1,500兆瓦钠冷却反应堆的情况下，在正常运行期间反应堆堆芯出口温度可以从约510℃(即，950°F)到约550℃(即，1,020°F)。另一方面，在LOCA(冷却剂丧失事故)或LOFTA(流量短暂丧失事故)期间，取决于反应堆堆芯设计和运行历史，燃料包壳峰温度可能达到约600℃(即，1,110°F)或更高。此外，在LOCA后和LOFTA后情形期间以及在反应堆暂停运行期间的衰变热积累可能造成不可接受的热积聚。因此，在一些情况下，在正常运行情形和事故后情形两者期间控制到反应堆堆芯20的冷却剂流是合适的。
此外，反应堆堆芯20中的温度曲线作为位置的函数而变。关于这方面，反应堆堆芯20中的温度分布可能紧跟反应堆堆芯20中的功率密度空间分布。众所周知，在缺乏围绕反应堆堆芯20周围的适当中子反射体或中子再生“毯”的情况下，反应堆堆芯20中心附近的功率密度一般高于反应堆堆芯20周围附近的功率密度。因此，要预期，反应堆堆芯20周围附近的核裂变模块30的冷却剂流参数将小于反应堆堆芯20中心附近的核裂变模块30的冷却剂流参数，尤其在堆芯寿命刚开始时。因此，在这种情况下，将没有必要向每个核裂变模块30提供相同或均匀冷却剂质量流速。如下文详述，提供了如下的技术：取决于核裂变模块30在反应堆堆芯20中的位置和所希望的反应堆运行结果，改变到各个核裂变模块30的冷却剂流。
仍然参照图1，由于当前所述的原因，反应堆堆芯20生成的带热冷却剂沿着冷却剂流路径95流到中间热交换器100。沿着冷却剂流路径95流动的冷却剂流过中间热交换器100，流入与中间热交换器100相关联的增压室105中。在流入增压室(plenum volume)105中之后，如多个箭头107所示，冷却剂继续流过主回路管道90。可以懂得，由于发生在中间热交换器100中的热传导，离开增压室105的冷却剂已经冷却了。第一泵110与主回路管道90耦合，并且与主回路管道90传送的反应堆冷却剂流体连通，以便通过主回路管道90，通过反应堆堆芯20，沿着冷却剂流路径95将反应堆冷却剂抽运到中间热交换器100，并且进入增压室105中。
再次参照图1，配备了从中间热交换器100中除去热量的副回路管道120。副回路管道120包含副“热”支路管段130和副“冷”支路管段140。如图所示，副冷支路管段140与副热支路管段130形成整体，以便形成界定副回路管道120的闭合回路。由副热支路管段130和副冷支路管段140界定的副回路管道120包含适当地可以是液态钠或液态钠混合物的流体。由于刚描述过的原因，副热支路管段130从中间热交换器100延伸到水蒸汽发生器和过热器组合体143(下文称为“水蒸汽发生器143”)。在通过水蒸汽发生器143之后，由于发生在水蒸汽发生器143内的热传导，流过副回路管道120和离开水蒸汽发生器143的冷却剂处在比进入水蒸汽发生器143之前低的温度上。在通过水蒸汽发生器143之后，沿着终止在中间热交换器100上的“冷”支路管段140，像通过第二泵145那样抽运冷却剂。下文将立即一般地描述水蒸汽发生器143生成水蒸汽的方式。
还再次参照图1，处在水蒸汽发生器143中的是保持在预定温度和压强上的水体150。流过副热支路管段130的流体将它的热量交给处在比流过副热支路管段130的流体低的温度上的水体150。随着流过副热支路管段130的流体将它的热量交给水体150，一部分水体150将按照水蒸汽发生器143内的温度和压强蒸发成水蒸汽160。然后，水蒸汽160将通过水蒸汽管170行进，水蒸汽管170的一端与水蒸汽160蒸气连通，而另一端与水体150液体连通。旋转涡轮机180与水蒸汽管170耦合，以便涡轮机180随着水蒸汽160从中通过而旋转。像通过旋转涡轮机轴195那样与涡轮机180连接的发电机190随着涡轮机180旋转而发电。另外，冷凝器200与水蒸汽管170耦合，接收通过涡轮机180的水蒸汽。冷凝器200使水蒸汽凝结成液态水，并且将任何废热传递给像冷却塔210那样，与反应堆10相关联的散热器。通过插在冷凝器200与水蒸汽发生器143之间的第三泵220，将冷凝器200凝结的液态水沿着水蒸汽管170从冷凝器200抽运到水蒸汽发生器143。
现在转到图2，3和4，它们以横截面形式示出了核反应堆堆芯20的示范性配置。关于这方面，可以将核裂变模块30排列成为反应堆堆芯20界定统称为230的六角形状配置。可替代的是，可以将核裂变模块30排列成为反应堆堆芯20界定统称为240的圆柱形状配置。作为另一种替代，可以将核裂变模块30排列成为反应堆堆芯20界定统称为250的平行六面体状配置。关于这方面，由于下文提供的原因，反应堆堆芯250具有第一端252和第二端254。
参照图5，与为反应堆堆芯20选择的配置无关，将多根隔开、纵向延伸和可纵向移动控制棒260对称地布置在沿着预定数量核裂变模块30的长向延伸的控制棒导管或包壳(未示出)内。显示成布置在预定数量六角形状核裂变模块30中的控制棒260控制发生在核裂变模块30中的中子裂变反应。控制棒260包含具有可接受大中子吸收截面的适当中子吸收材料。关于这方面，吸收材料可以是从基本上由如下组成的群组中选择的金属或准金属：锂、银、铟、镉、硼、钴、铪、镝、钆、钐、铒、铕及其混合物。可替代的是，吸收材料可以是从基本上由如下组成的群组中选择的化合物或合金：银铟镉合金、碳化硼、二硼化锆、二硼化钛、二硼化铪、钛酸钆、钛酸镝及其混合物。控制棒260可控制地向反应堆堆芯20提供负反应。因此，控制面板260向反应堆堆芯20提供反应管理能力。换句话说，控制棒260能够控制或配置成控制跨过反应堆堆芯20的中子通量曲线，因此影响跨过反应堆堆芯20的温度曲线。
参照图5A和5B，它们示出了核裂变模块30的可替代实施例。可以懂得，核裂变模块30无需中子活化。换句话说，核裂变模块30无需包含任何可裂变材料。在这种情况下，核裂变模块30可以是纯反射组件或纯可增殖组件，或两者的组合体。关于这方面，核裂变模块30可以是包含核再生材料的再生核裂变模块或包含反射材料的反射核裂变模块。可替代的是，在一个实施例中，核裂变模块30可以与核再生棒或反射棒结合包含燃料棒40。例如，在图5A中，将多根可增殖核再生棒270与燃料棒40结合布置在核裂变模块30中。也可以存在控制棒260。如上文所述，核再生棒270中的可增殖核再生材料可以是钍-232和铀-238。这样，核裂变模块30界定可增殖核再生组件。在图5B中，将多根中子反射体棒274与燃料棒40结合布置在核裂变模块30中。也可以存在控制棒260。反射材料可以是从基本上由如下组成的群组中选择的材料：铍(Be)、钨(W)、钒(V)、贫化铀(U)、钍(Th)、铅合金及其混合物。此外，反射棒274也可以从多种多样的钢合金中选择。这样，核裂变模块30界定中子反射体组件。核堆芯燃料管理方面的普通技术人员可以懂得，核裂变模块30可以包括核燃料棒40、控制棒260、再生棒270和反射棒274的任何适当组合。
图5C示出了前述反应堆堆芯250的另一个实施例。在图5C中，围绕平行六面体状反应堆堆芯250的周围内侧布置着包含具有可增殖材料的多个再生核裂变模块276的再生毯。再生毯在其中再生可裂变材料。
返回到图4，与为核裂变模块20选择的配置无关，可以将核裂变反应堆堆芯20配置成像示范性反应堆堆芯250那样的行波核裂变反应堆堆芯。关于这方面，将包括非限制性地像U-233、U-235或Pu-239那样的可核裂变材料的适中浓缩同位素的相对较小和可拆除核裂变点火器280适当地放置在反应堆堆芯250中。只作为例子而非限制性地，可以将点火器280放置在与反应堆堆芯250的第二端254相对的第一端252附近。点火器280释放出中子。点火器280释放的中子被核裂变模块30中的可裂变和/或可增殖材料捕获，引发链式裂变反应。如果需要的话，一旦链式反应变成自持的，就可以拆除点火器280。
再次参照图4，点火器280引发具有宽度“x”的三维、爆燃行波或“燃烧波”290。当点火器280释放它的中子引起“点火”时，燃烧波290从第一端252附近的点火器280向外行进，去往反应堆堆芯250的第二端254，以便形成传播燃烧波290。换句话说，每个核裂变模块30都能够随着燃烧波290传过反应堆堆芯250而接收至少一部分燃烧行波290。燃烧行波290的速度可以是常数或非常数。因此，可以控制燃烧波290传播的速度。例如，以预定或编程方式纵向移动前述控制棒260(参见图5)可以向下驱动或降低布置在核裂变模块30中的燃料棒40的中子反应。这样，相对于在燃烧波290前面的“未燃烧”燃料棒40的中子反应相比向下驱动或降低了在燃烧波290的位置上当前正在燃烧的燃料棒40的中子反应。这种结果给出了箭头295所指的燃烧波传播方向。
在2006年11月28日以Roderick A.Hyde等人的名字提交和发明名称为“Automated Nuclear Power Reactor For Long-Term Operation(长期运行的自动核动力反应堆)”的同时待审美国专利申请第11/605,943号中更详细地公开了这样行波核裂变反应堆的基本原理，该申请已转让给本申请的受让人，在此通过引用将其整个公开文本并入本文中。
参照图6和7，它们示出了直立相邻六角形状核裂变模块30。虽然只示出了三个相邻核裂变模块30，但应该明白，在反应堆堆芯20中存在大量核裂变模块30。另外，每个核裂变模块30包含多根前述燃料棒40。每个核裂变模块30被安装在水平延伸反应堆堆芯下支撑板360上。反应堆堆芯下支撑板360跨过所有核裂变模块30延伸。由于下文提供的原因，反应堆堆芯下支撑板360具有从中通过的相对孔(counter pore)370。相对孔370具有允许冷却剂流入的开口端380。跨过每个核裂变模块30的顶部或出口部分水平延伸和可拆除地与之连接的是盖住每个核裂变模块30的反应堆堆芯上支撑板400。反应堆堆芯上支撑板400还界定允许冷却剂从中流过的多个流槽410。
如前所述，与反应堆堆芯20选择的配置无关，重要的是控制反应堆堆芯20和其中的核裂变模块30的温度。由于几方面原因，适当的温度控制很重要。例如，如果峰温度超过材料极限，则可能对反应堆堆芯结构材料造成热损伤。这样的峰温度可能因改变了结构的机械性质，尤其与热蠕变有关的那些性质而非所希望地缩短了经受这样峰温度的结构的运行寿命。此外，反应堆功率密度受堆芯结构材料不受损伤地承受这样高温的能力限制。另外，反应堆10可以替代地用于进行像确定温度对反应堆材料的影响的测试那样的测试。控制反应堆堆芯温度对于成功进行这样的测试是重要的。另外，在缺乏围绕反应堆堆芯20周围的中子反射体或中子再生毯的情况下，驻留在反应堆堆芯20中心上或附近的核裂变模块30可以生成比驻留在反应堆堆芯20周围上或附近的核裂变模块30多的热量。因此，因为在反应堆堆芯20的中心附近的较热核裂变模块30将牵涉到比反应堆堆芯20的周围附近的核裂变模块30高的冷却剂质量流速，所以跨过反应堆堆芯20提供均匀冷却剂质量流速是不够的。本文的公开提供了处理这些关注的技术。
参考图1，6和7，第一泵110和主回路90沿着流动箭头420所指的冷却剂流路径或流体流将反应堆冷却剂输送给核裂变模块30。然后，反应堆冷却剂继续沿着冷却剂流路径420流动，流过在下支撑板360中形成的开口端380。如下文更详细所述，反应堆冷却剂可以用于从处在燃烧行波290的位置上的核裂变模块30的所选几个中带走热量或冷却处在燃烧行波290的位置上的核裂变模块30的所选几个。如下文更详细所述，核裂变模块30可以至少部分根据燃烧波290是否处在核裂变模块30内或附近，是否在核裂变模块30内或附近检测到，或要不然是否驻留在核裂变模块30内或附近来选择。
再次参照图1，6和7，为了达到冷却核裂变模块30的所选一个的所希望结果，将可调流量调节分组件430与核裂变模块30耦合。流量调节分组件430响应燃烧波290(参见图4)相对于核裂变模块30的位置以及响应与核裂变模块30有关的某些运行参数控制冷却剂的流量。换句话说，流量调节分组件430能够或配置成当在核裂变模块30中存在较小量的燃烧波290(即，强度较小的燃烧波290)时，将相对较少数量的冷却剂供应给核裂变模块30。另一方面，流量调节分组件430能够或配置成当在核裂变模块30中存在较大量的燃烧波290(即，强度较大的燃烧波290)时，将相对较多数量的冷却剂供应给核裂变模块30。燃烧波290的存在和强度可以通过热量生成速率、中子通量水平、功率水平或与核裂变模块30有关的其它适当运行特性来识别。
参照图7，8，8A，8B，8C，和8D，可调流量调节分组件430通过相对孔延伸，以便调节进入核裂变模块30的流体流的流量。本领域的普通技术人员可以懂得，为了调节流体流420的流量，流量调节分组件430配备了可控流阻。流量调节分组件430包含具有多条第一管孔带460的大致圆柱形第一或外套管450，第一管孔带460界定围绕外套管450径向分布的多个轴向隔开第一孔或第一可控流动缝隙470的各自几个。由于下文提供的原因，外套管450进一步包含可以具有六角形状横截面的第一接头480。由于下文提供的原因，第一接头480界定带螺纹内部空腔500。
再次参照图7，8，8A，8B，8C，和8D，如下文更详细公开，流量调节分组件430进一步包含可螺旋地容纳到外套管450中的大致圆柱形第二或内套管530。在一个实施例中，在制造核裂变模块30期间可以使内套管530与核裂变模块30形成整体，以便内套管530是核裂变模块30的永久部分。在另一个实施例中，内套管530可以可拆除地与核裂变模块30连接，以便内套管530可容易地与核裂变模块30分开，因此不是核裂变模块30的永久部分。在任一个实施例中，内套管530都包含多条第二管孔带540，第二管孔带540界定围绕内套管530径向分布的多个轴向隔开第二孔或第二可控流动缝隙550的各自几个。内套管530进一步包含尺寸做成可螺旋地容纳到属于外套管450的底部490的带螺纹内部空腔500中的外部带螺纹第二接头560。内套管530的顶部570包括筒帽580，如前所述，筒帽580可以永久地也可以不永久地与核裂变模块30形成整体。内孔590通过顶部570延伸，包括通过筒帽580，以便让冷却剂从中通过。与筒帽580和燃料棒580耦合的可以是具有内表面605的截头圆锥形漏斗部分600，截头圆锥形漏斗部分600与内孔590和筒体43的内部连通，以便使冷却剂从内孔590到燃料棒40驻留的筒体43地通过。如前所述，核裂变模块30能够引起或配置成引起温度相关反应变化。因此，流量控制调节分组件430至少部分配置成通过控制到核裂变模块30的冷却剂流来控制核裂变模块30内的温度，以便影响这样的温度相关反应变化。
现在参照图8A和8D，外套管450的底部490包括统称为606的抗转配置，以防止外套管450相对于内套管530旋转。关于这方面，外套管450界定像凹槽607a和607b那样的多个凹槽，以便配对地接纳与内套管530形成整体的多个突部608a和608b的各自一个。因此，随着外套管450旋转，由于突部608a和608b分别与凹槽607a和607b的啮合，防止了内套管530相对于外套管450旋转。
从图8E中可最佳看到，第一接头480可相对于外套管450旋转。关于这方面，第一接头480包括可滑动地容纳在在外套管450中形成的环形槽608d中的环形法兰608c。这样，第一接头480可自由滑动地相对于外套管450旋转。第一接头480沿着弯曲箭头608e或608f所指的任一个方向可自由滑动地旋转。此外，随着第一接头480像沿着箭头608e的方向那样，沿着一个方面自动滑动地旋转，带螺纹内部空腔500将可螺旋地与第二接头560的外螺纹啮合。可以懂得，随着内部空腔500的螺纹可螺旋地与第二接头560的外螺纹啮合，第一接头480像在表面608g上那样紧靠第一套管450，随着第一接头480紧靠第一套管450，第一套管450将在垂直箭头408h所指的方向沿着沿着其纵向轴向上平移或上升。由于存在抗转配置608，第一套管450只在箭头608h的方向向上平移或上升。随着第一套管450向上平移或上升预定量，第一孔470将逐渐被内套管530的第二管孔带540关闭，覆盖，遮挡，和要不然堵塞。此外，可以懂得，随着第一套管450向上平移或上升预定量，第二孔550将逐渐被外套管450的第一管孔带460关闭，覆盖，遮挡，和要不然堵塞。以这种方式逐渐关闭，覆盖，遮挡，和要不然堵塞第一孔470和第二孔550可变地减小了冷却剂通过第一孔470和第二孔550的流量。可以懂得，第一接口480像沿着弯曲箭头608f的方向那样，沿着相反方向的旋转使第一孔470和第二孔550逐渐打开、揭开、揭露、和要不然疏通，以便可变地增加冷却剂通过第一孔470和第二孔550的流量。
因此，参照图7，8，8A，8B，8C，8D，8E，9和10，如当前所述，通过使用两种不同部件-外套管450和内套管530，至少部分实现了核裂变模块30中的流量控制。如前所述，当第一次制造核裂变模块30时，可以使内套管530与核裂变模块30形成整体。但是，如果需要的话，内套管可以与核裂变模块30分开形成，但与之连接，而不是在第一次制造核裂变模块30时，与核裂变模块30形成整体。内套管530界定允许冷却剂通过进入核裂变模块30的多个第二孔550。外套管450在内套管530的外面滑动，具有相应多个第一孔470。外套管450和内套管530是同心的，以及孔470/550总是对准的，以便沿着径向或旋转轴匹配。冷却剂的流量通过内套管530和外套管450在轴向或垂直方向的相对位置来控制。关于这方面，图8B示出了完全允许流体流入核裂变模块30中的完全打开配置下的流量调节分组件430，而图8C示出了完全阻止流体流入核裂变模块30中的完全关闭配置下的流量调节分组件430。如前所述，突部608a和608b与凹槽607a和607b的各自一个的啮合限制了外套管450相对于内套管530的旋转。这种特征使外套管450在内套管530上轴向滑动，但在外套管450与内套管530之间没有相对旋转。冷却剂流的细调是通过外套管450相对于内套管530的逐渐轴向滑动实现的。因此，第一接头480沿着方向608e的旋转逐渐打开流量调节分组件430，而第一接头480沿着方向608f的旋转逐渐关闭流量调节分组件430，从而实现孔470/550的细调，因此实现冷却剂流的细调。
从图11中可最佳看到，可以存在像流量调节分组件609a和609b那样，指定给单个核裂变模块30的多个较小流量调节分组件。将多个较小流量调节分组件609a和609b指定给单个核裂变模块30提供了将冷却剂流提供给核裂变模块30的可替代配置。另外，将多个较小流量调节分组件609a和609b指定给单独或单个核裂变模块30提供了充分控制单独或单个核裂变模块30的不同部分内的温度分布的可能性。有这种可能是因为可以分别控制通过每个较小流量调节分组件609a和609b的流体流量。
参照图12，13，14，15，和16，它们示出了调整或调节进入核裂变模块30的冷却流体流量的运行状态下的流量调节分组件430。如下文更充分公开，流量调节分组件430和滑架分组件610一起界定统称为615的流量控制组件。换句话说，流量控制组件615包含流量调节分组件430和滑架分组件610。关于这方面，滑架分组件610被布置在像堆芯下支撑板360的下面那样反应堆堆芯20的下面，能够或配置成与流量调节分组件430耦合，以便调整流量调节分组件430。如前所述，调整流量调节分组件430可以可变地控制进入核裂变模块30的冷却剂流。此外，如果需要的话，滑架分组件610能够将外套管450传送到核裂变模块30。
参照图13，14，15，和16，现在描述滑架分组件610的配置。滑架分组件610包含跨越反应堆堆芯20的长桥620，以便将多个可垂直移动套筒扳手630支撑在上面。由于下文公开的原因，每个套筒扳手630具有转轴700，并且可移动地布置在套筒井635中，与桥梁620的相对端连接的分别是第一移桥器640a和第二移桥器640b。移桥器640a和640b可通过电机(未示出)驱动的齿轮装置(也未示出)来操作。这样的电机可以位于反应堆堆芯20的外部，以避免像液态钠那样的冷却剂循环通过反应堆堆芯20引起的腐蚀作用和热量。每个移桥器640a和640b分别至少包括一个轮子650a和650b，以便使移桥器640a和640b同时沿着横向隔开平行轨道660a和660b的各自一条移动。移桥器640a和640b能够或配置成在箭头663所指的任一个方向沿着轨道660a和660b移动桥620。与每一条轨道660a和660b连接的可以分别是轨道支撑体665a和665b，以便将轨道660a和660b支撑在上面。
参照图13，14，15，16，17，和18，套筒扳手630被配置成在套筒井635中作垂直往复运动，与外套管450的第一接头480啮合和脱离。在滑架分组件610的一个实施例中，将数行套筒扳手630配置成受统称为670的导螺杆装置驱动。导螺杆装置670具有配置成可螺旋地啮合围绕属于每个套筒扳手630的转轴700的外螺纹690的导螺杆680。导螺杆680可以由包含与导螺杆680耦合的机械连杆707的机械驱动系统705驱动。当机械连杆707驱动导螺杆680时，由于导螺杆680与围绕转轴700的外螺纹690的螺纹啮合，导螺杆680将转动或旋转转轴700。如图所示，当转轴700上部的六角形状凹处700a与六角形状第一接头480啮合时，转动或旋转转轴700将使第一第一接头480转动或旋转相同数量。
参照图15和16，现在描述有选择地升起和降低每根转轴700的方式。关于这方面，带外螺纹长机械连杆伸出部708与第一齿轮709啮合，以便沿着弯曲箭头709a和709b的任一个方向旋转第一齿轮709。例如，随着机械连杆伸出部708沿着双头箭头709c所指的方向之一平移，第一齿轮709将像沿着箭头709a的方向那样，沿着第一方向旋转。另一方面，随着机械连杆伸出部708沿着双头箭头709c所指的相反方向平移，第一齿轮709将像沿着箭头709b的方向那样，沿着第二方向旋转。随着第一齿轮709像沿着箭头709a的方向那样旋转，带外螺纹最中心第一杆709d也旋转相同数量，因为第一杆709d的外螺纹可螺旋地与通过第一齿轮709的中心形成的内螺纹(未示出)啮合。第二齿轮709e具有通过其中心形成的内螺纹(未示出)，以便可螺旋地与第一杆709d的外螺纹啮合。因此，随着第一齿轮709旋转第一杆709d，由于第一杆709d与第二齿轮709e螺纹啮合，所以第二齿轮709e将沿着第一杆709d平移。第二齿轮709e沿着第一杆709d一直平移到预定一根转轴700的位置。可以懂得，第二齿轮709e的外螺纹或轮齿的间距是这样形成的，那就是不对围绕转轴700的外螺纹的间距产生干扰，以便第二齿轮709e沿着第一杆709e的平移可以不受妨碍地进行。由于当前所述的原因，还配备了第三齿轮709f。关于这方面，第三齿轮709f与布置在最中心第一杆709d的任一侧和与最中心第一杆709d相邻的长第二杆709g和长第三杆709h耦合。第三齿轮709f由前述机械连杆伸出部708驱动，它可从与第一齿轮709耦合的第一位置移动到与第三齿轮709f啮合的第二位置。随着第三齿轮709f旋转，第二杆709g和第三杆709h将围绕第一杆709d的纵轴旋转，以便使第二齿轮709e围绕第一杆709d的纵轴旋转。随着第二齿轮709e旋转，第二齿轮709e的外螺纹将可螺旋地与转轴700的外螺纹啮合，以便垂直平移转轴700。这样，使套筒扳手向上或向下平移。可以懂得，机械连杆伸出部708可以用第四齿轮(未示出)或滑轮皮带组件(也未示出)取代。
参照图17，18和19，在滑架分组件610的另一个实施例中，套筒扳手630可通过与转轴700耦合的多台密封、可逆第一电动机710的各自一个分别旋转和轴向平移。第一电动机710是密封的，可以气冷，以保护第一电动机710免受可以是液态钠或液态钠混合物的冷却剂的腐蚀作用和热量影响。第一电动机710被配置成有选择地垂直移动转轴700。电机710从电机710的转子可以沿着第一方向或与第一方向相反的第二方向运转，以便分别向上或向下移动转轴700的意义上来讲是可逆的。机械驱动系统705或电机710的运转可适当地通过与之耦合的控制器或控制单元720来控制。每台电机710可以是像可以从设在美国纽约哈帕克的ARC系统公司(ARC Systems，Incorporated，Hauppauge，New York，USA)购买到那样的定制直流伺服电机。控制器720可以是像可以从设在美国伊利诺伊州芝加哥市的宝鼎电气公司(Bodine Electric Company，Chicago，Illinois，USA)购买到那样的定制电机控制器。按照另一个实施例，套筒扳手630可通过无线电发射器-接收器装置分别移动，该无线电发射器-接收器装置包括可通过接收无线电发射器740发射的射频信号分别运转的多台密封、气冷、可逆第二电动机730。第二电动机730是密封的，可以气冷，以保护第二电动机730免受钠冷却剂的腐蚀作用和热量影响。第二电动机730的电源可以是电池或其它供电设备(未示出)。配置成接收这样无线电信号的第二电动机730和无线电发射器740可以是可以从设在加拿大安大略省的Myostat电机控制公司(Myostat Motion Control，Incorporated，Ontario，Canada)购买到的定制电机和发射器。按照另一个实施例，套筒扳手630可通过统称为742的光纤发射器-接收器装置分别移动，该光纤发射器-接收器装置742具有多根光纤缆线745，以便通过光透射运转可逆电机装置。
从图14中可最佳看到，流量控制组件615，因此流量调节分组件433能够按照或响应与核裂变模块30有关的运行参数运行。关于这方面，可以将至少一个传感器750布置在核裂变模块30中，以感测运行参数的状态。传感器750感测的运行参数可以是核裂变模块30中的当前温度。可替代的是，传感器750感测的运行参数可以是核裂变模块30中的以前温度。为了感测温度，传感器750可以是可以从设在美国佐治亚州阿尔法利塔的Thermocoax公司(Thermocoax，Incorporated，Alpharetta，Georgia U.S.A.)购买到的热电偶设备或温度传感器。作为另一种替代，传感器750感测的运行参数可以是核裂变模块30中的中子通量。为了感测中子通量，传感器750可以是像可以从英国萨里Centronic大厦(Centronic House，Surrey，England)购买到那样的“PN9EB20/25”中子通量正比计数探测器。作为另一个例子，传感器750感测的运行参数可以是核裂变模块30中的特征同位素。特征同位素可以是裂变产物、活化同位素、通过再生形成的蜕变同位素或其它特征同位素。另一个例子是传感器750感测的运行参数可以是核裂变模块30中的中子注量。如技术上众所周知，中子注量被定义成在某个时段上积分的中子通量，代表在那个时间期间通过的单位面积中子数。作为又一个例子，传感器750感测的运行参数可以是裂变模块压强，在正常运行期间，该裂变模块压强可以是对于示范性钠冷却反应堆约10巴(即，约145psi(磅每平方英寸))，或对于示范性加压“轻”水冷却反应堆约138巴(即，约2000psi)的动态流体压强。可替代的是，传感器750感测的裂变模块压强可以是静态流体压强或裂变产物压强。为了感测动态或裂变模块压强，传感器750可以是可以从设在美国科罗拉多州科罗拉多斯普林斯的卡曼测量系统公司(Kaman Measuring Systems，Incorporated，Colorado Springs，Colorado USA)购买到的定制压强探测器。作为另一种替代，传感器750可以是像“BLANCETT 1100涡轮流量计”那样，可以从设在美国佛蒙特州威利斯顿的仪器公司(Instrumart，Incorporated，Williston，Vermont U.S.A.)购买到的适当流量计。另外，传感器750感测的运行参数可以通过适当基于计算机算法确定。可以实现多种多样的算法，包括像理想气体定律PV＝nRT，或从像流量、温度、电性质等那样的其它性质的直接或间接测量中产生指示压强或温度的信号的已知算法那样的那些算法。按照又一个例子，运行参数可以是操作人员开始采取的行动。也就是说，流量调节分组件430能够响应操作人员确定的任何适当运行参数来调整。并且，流量调节分组件430能够响应通过适当反馈控制确定的运行参数来调整。此外，流量调节分组件430能够响应自动控制系统确定的运行参数来调整。此外，流量调节分组件430能够响应衰变热的变化来调整。关于这方面，衰变热在燃烧波290(参见图4)的“尾部”减小了。检测燃烧波290的尾部的存在可以用于随时间降低冷却剂流速，以便顾及在燃烧波290的尾部发现的这种衰变热的减小。当核裂变模块30驻留在燃烧波290后面时，情况尤其如此。在这种情况下，流量调节分组件430顾及核裂变模块30的衰变热随着核裂变模块30相对于燃烧波290的距离变化而变化。感测这样运行参数的状态可以有助于适当控制和调整流量控制组件615的运行，因此适当控制和调整反应堆堆芯20中的温度。
参照图14，15，17，18和19，从下文的描述中应该明白，流量调节分组件430可按照控制器720和740的预定输入重新配置，以便控制器720和740与流量调节分组件430结合适当控制流体流量。也就是说，控制器720和740的预定输入是前述传感器750产生的信号。例如，控制器720和740的预定输入可以是前述热电偶或温度传感器产生的信号。可替代的是，控制器720和740的预定输入可以是前述流体流量计产生的信号。作为另一种替代，控制器720和740的预定输入可以是前述中子通量探测器产生的信号。作为另一个例子，控制器720和740接收的信号可能已经经过反应堆控制系统(未示出)处理。例如，这样反应堆控制系统产生的信号可以来自计量仪或探测器，并且经过反应堆控制室中的计算机或操作人员处理，然后输出到滑架分组件610，以便移动桥梁620和套筒扳手640来操作流量调节分组件430。
参照图4，10和14，本领域的普通技术人员应该明白，根据本文的教导，流量控制组件615能够按照燃烧行波290到达和/或离开核裂变模块30的时间控制和调节冷却剂的流量。此外，流量控制组件615能够按照燃烧行波290接近核裂变模块30或在核裂变模块30附近的时间控制和调节冷却剂的流量。流量控制组件615还能够按照燃烧波290的前述宽度“x”控制和调节冷却剂的流量。随着燃烧波290通过核裂变模块30行进，燃烧波290的到达和离开通过感测前述运行参数的任何一个来检测。例如，流量控制组件615能够按照在核裂变模块30中感测的热量生成速率控制和调节冷却剂的流量。对于本领域的普通技术人员来说应该显而易见，在一些情况下，仅仅输入信号就可以控制流量控制组件615以及核裂变模块30中的相关流体流量的调整。
参照图14和15，如前所述，操作流量控制组件615以便向核裂变模块30的所选一个提供可变流体流量。核裂变模块30是根据核裂变模块30中的运行参数(例如，温度)的期望值与在核裂变模块30中感测的运行参数的实际值的比较选择的。如当前更详细描述，调整到核裂变模块30的流体流量以便使运行参数的实际值与运行参数的期望值基本一致。为了实现这一结果，通过同时致动移桥器640a和640b使属于滑架分组件630的桥梁620沿着轨道660a和660b行进。随着桥梁620沿着轨道660a和660b行进，桥梁620将在堆芯下支撑板360的下面行进。如当前更充分描述，桥梁620最终根据核裂变模块30中的传感器750感测的运行参数的实际值与核裂变模块30的运行参数的期望值的比较使它的行进停止在堆芯下支撑板360下面的预定位置上。移桥器640a和640b的行进的启动和范围可以像通过控制器720或740那样，通过适当控制器来控制。关于这方面，控制器720或740将根据多个核裂变模块30的所选一个的位置停止桥梁620的行进。如上文所述，要调整的核裂变模块30可以根据在传感器750感测的运行参数的实际值与核裂变模块30的运行参数的期望值之间是否基本一致来选择。接着，使多个六角形套筒扳手630的所选一个垂直向上移动以便配对地与六角形第一接头480啮合。在套筒扳手630与第一接头480啮合之后，使转轴700旋转，以便使套筒扳手630旋转。使转轴700旋转是通过与控制器720或740耦合的前述导螺杆装置670、第一电动机710或第二电动机730实现的。
参照图7，8，8A，8B，8C，8D，8E，9，10，11，12，13，14，15，16，17，18和19，在与第一接头480啮合之后，套筒扳手630沿着第一方向的旋转使第一或外套管450沿着相同第一方向旋转。随着外套管450旋转，由于属于外套管450的第一接头480和属于内套管530的第二接头560的啮合，外套管450将可轴向滑动地沿着内套管530的外部上升。随着外套管450沿着内套管530向上滑动，外套管450的第一管孔带460将逐渐关闭，覆盖，遮挡，或要不然堵塞内套管530的第二孔550，和内套管530的第二管孔带540将同时逐渐关闭，覆盖，遮挡，或要不然堵塞外套管450的第一孔470。逐渐关闭，覆盖，遮挡，或要不然堵塞第一孔470和第二孔550可变地减小了通过第一孔470和第二孔550的冷却剂的流量。在这种情况下，为了让冷却剂完全流过，第二孔550和第一孔470以前可能是对准的。可替代的是，为了让冷却剂部分流过，第二孔550和第一孔470以前可能是部分对准的。
再次参照图7，8，8A，8B，8C，8D，8E，9，10，11，12，13，14，15，16，17，18和19，在与第一接头480啮合之后，套筒扳手630沿着与第一方向相反的第二方向的旋转使第一或外套管450沿着第二方向旋转。随着外套管450旋转，由于属于外套管450的第一接头480和属于内套管530的第二接头560的啮合，外套管450将可轴向滑动地沿着内套管530的外部下降。随着外套管450沿着内套管530向下滑动，外套管450的第一管孔带460将逐渐打开、揭开、揭露和要不然疏通内套管530的第二孔550，和内套管530的第二管孔带540将同时逐渐打开、揭开、揭露和要不然疏通外套管450的第一孔470。逐渐打开、揭开、揭露和要不然疏通第一孔470和第二孔550可变地增大了通过第一孔470和第二孔550的冷却剂的流量。在这种情况下，为了限制或不允许冷却剂流过，第二孔550和第一孔470以前可能是未对准的。可替代的是，为了部分限制或部分不允许冷却剂流过，第二孔550和第一孔470以前可能是部分未对准的。
因此，包括流量调节分组件430和滑架分组件610的流量控制组件615的使用逐个模块地(即，逐个燃料组件地)实现了可变冷却剂流。这使得可以按照反应堆堆芯20中燃烧波290的位置或非均匀温度分布跨过反应堆堆芯20地改变冷却剂流。
例示性方法
现在描述与核裂变反应堆和流量控制组件的示范性实施例相关联的例示性方法。
参照图20A-20S，它们提供了运行核裂变反应堆的例示性方法。
现在转到图20A，运行核裂变反应堆的一种例示性方法760从方块770开始。在方块780中，该方法包含在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波。在方块790中，响应相对于核裂变模块的位置，操作流量控制组件以便调节流体的流量。在方块800中结束该方法。
在图20B中，运行核裂变反应堆的一种例示性方法810从方块820开始。在方块830中，在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波。在方块840中，响应相对于核裂变模块的位置，操作与核裂变模块耦合的流量控制组件以便调节流体的流量。在方块850中，操作流量调节分组件。在方块860中结束该方法。
在图20C中，运行核裂变反应堆的另一种例示性方法870从方块880开始。在方块890中，在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波。在方块900中，响应相对于核裂变模块的位置，操作与核裂变模块耦合的流量控制组件以便调节流体的流量。在方块910中操作流量调节分组件。在方块920中，按照与核裂变模块相关联的运行参数操作流量调节分组件。在方块930中结束该方法。
在图20D中，运行核裂变反应堆的进一步例示性方法940从方块950开始。在方块960中，在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波。在方块970中，响应相对于核裂变模块的位置，操作与核裂变模块耦合的流量控制组件以便调节流体的流量。在方块980中操作流量调节分组件。在方块990中，响应与核裂变模块相关联的运行参数调整流量调节分组件。在方块1000中结束该方法。
在图20E中，运行核裂变反应堆的另一种例示性方法1010从方块1020开始。在方块1030中，在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波。在方块1040中，响应相对于核裂变模块的位置，操作与核裂变模块耦合的流量控制组件以便调节流体的流量。在方块1050中操作流量调节分组件。在方块1060中，按照流量调节分组件的预定输入重新配置流量调节分组件。在方块1070中结束该方法。
在图20F中，运行核裂变反应堆的又一种例示性方法1080从方块1090开始。在方块1100中，在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波。在方块1110中，响应相对于核裂变模块的位置，操作与核裂变模块耦合的流量控制组件以便调节流体的流量。在方块1120中操作流量调节分组件。在方块1130中，实现可控流阻。在方块1140中结束该方法。
在图20G中，运行核裂变反应堆的一种例示性方法1150从方块1160开始。在方块1170中，在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波。在方块1180中，响应相对于核裂变模块的位置，操作与核裂变模块耦合的流量控制组件以便调节流体的流量。在方块1190中操作流量调节分组件。在方块1200中，将第二套管插入第一套管中，第一套管具有第一孔，和第二套管具有可与第一孔对准的第二孔。在方块1210中结束该方法。
在图20H中，运行核裂变反应堆的另一种例示性方法1220从方块1230开始。在方块1240中，在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波。在方块1250中，响应相对于核裂变模块的位置，操作与核裂变模块耦合的流量控制组件以便调节流体的流量。在方块1260中操作流量调节分组件。在方块1270中，操作与流量调节分组件耦合的滑架分组件。在方块1280中结束该方法。
在图20I中，运行核裂变反应堆的另外例示性方法1290从方块1300开始。在方块1310中，在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波。在方块1320中，响应相对于核裂变模块的位置，操作与核裂变模块耦合的流量控制组件以便调节流体的流量。在方块1330中操作流量调节分组件。在方块1340中，将温度传感器与核裂变模块和流量调节分组件耦合。在方块1350中结束该方法。
在图20J中，运行核裂变反应堆的进一步例示性方法1360从方块1370开始。在方块1380中，在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波。在方块1390中，响应相对于核裂变模块的位置，操作与核裂变模块耦合的流量控制组件以便调节流体的流量。在方块1400中，通过按照燃烧波到达相对于核裂变模块的位置的位置的时间操作流量控制组件，响应相对于核裂变模块的位置的位置控制流体的流量。在方块1410中结束该方法。
在图20K中，运行核裂变反应堆的又一种例示性方法1420从方块1430开始。在方块1440中，在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波。在方块1450中，响应相对于核裂变模块的位置，操作与核裂变模块耦合的流量控制组件以便调节流体的流量。在方块1460中，通过按照燃烧波离开相对于核裂变模块的位置的时间操作流量控制组件，响应相对于核裂变模块的位置控制流体的流量。在方块1470中结束该方法。
在图20L中，运行核裂变反应堆的另一种例示性方法1480从方块1490开始。在方块1500中，在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波。在方块1510中，响应相对于核裂变模块的位置，操作与核裂变模块耦合的流量控制组件以便调节流体的流量。在方块1520中，通过按照燃烧波接近相对于核裂变模块的位置的时间操作流量控制组件，响应相对于核裂变模块的位置控制流体的流量。在方块1530中结束该方法。
在图20M中，运行核裂变反应堆的一种例示性方法1540从方块1550开始。在方块1560中，在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波。在方块1570中，响应相对于核裂变模块的位置，操作与核裂变模块耦合的流量控制组件以便调节流体的流量。在方块1580中，按照燃烧波的宽度控制流体的流量。在方块1590中结束该方法。
在图20N中，运行核裂变反应堆的一种例示性方法1600从方块1610开始。在方块1620中，在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波。在方块1630中，响应相对于核裂变模块的位置，操作与核裂变模块耦合的流量控制组件以便调节流体的流量。在方块1640中，通过按照核裂变模块中的热量生成速率操作流量控制组件控制流体的流量。在方块1650中结束该方法。
在图20O中，运行核裂变反应堆的一种例示性方法1660从方块1670开始。在方块1680中，在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波。在方块1690中，响应相对于核裂变模块的位置，操作与核裂变模块耦合的流量控制组件以便调节流体的流量。在方块1700中，通过按照核裂变模块中的温度操作流量控制组件控制流体的流量。在方块1710中结束该方法。
在图20P中，运行核裂变反应堆的一种例示性方法1720从方块1730开始。在方块1740中，在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波。在方块1750中，响应相对于核裂变模块的位置，操作与核裂变模块耦合的流量控制组件以便调节流体的流量。在方块1760中，通过按照核裂变模块中的中子通量操作流量控制组件控制流体的流量。在方块1770中结束该方法。
在图20Q中，运行核裂变反应堆的一种例示性方法1780从方块1790开始。在方块1800中，在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波。在方块1810中，响应相对于核裂变模块的位置，操作与核裂变模块耦合的流量控制组件以便调节流体的流量。在方块1820中，在相对于核裂变燃料组件的位置上产生至少一部分燃烧行波。在方块1830中结束该方法。
在图20R中，运行核裂变反应堆的一种例示性方法1840从方块1850开始。在方块1860中，在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波。在方块1870中，响应相对于核裂变模块的位置，操作与核裂变模块耦合的流量控制组件以便调节流体的流量。在方块1880中，在相对于可增殖核再生组件的位置上产生至少一部分燃烧行波。在方块1890中结束该方法。
在图20S中，运行核裂变反应堆的一种例示性方法1900从方块1910开始。在方块1920中，在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波。在方块1930中，响应相对于核裂变模块的位置，操作与核裂变模块耦合的流量控制组件以便调节流体的流量。在方块1940中，在相对于中子反射体组件的位置上产生至少一部分燃烧行波。在方块1950中结束该方法。
参照图21A-21H，它们提供了组装用在核裂变反应堆中的流量控制组件的例示性方法。
现在转到图21A，组装用在核裂变反应堆中的流量控制组件的一种例示性方法1960从方块1970开始。在方块1980中接纳流量调节分组件。在方块1990中结束该方法。
在图21B中，组装用在核裂变反应堆中的流量控制组件的另一种例示性方法2000从方块2010开始。在方块2020中接纳滑架分组件。在方块2030中结束该方法。
在图21C中，组装用在核裂变反应堆中的流量控制组件的另一种例示性方法2040从方块2050开始。在方块2060中接纳流量调节分组件。在方块2070中接纳具有第一孔的第一套管。在方块2080中，将第二套管插入第一套管中，第二套管具有可与第一孔对准的第二孔，和第一套管被配置成可旋转，以便将第一孔旋转成与第二孔对准。在方块2090中，将滑架分组件与流量调节分组件耦合。在方块2100中结束该方法。
在图21D中，组装用在核裂变反应堆中的流量控制组件的又一种例示性方法2110从方块2120开始。在方块2130中接纳流量调节分组件。在方块2140中接纳具有第一孔的第一套管。在方块2150中，将第二套管插入第一套管中，第二套管具有可与第一孔对准的第二孔。在方块2160中，将滑架分组件与流量调节分组件耦合。在方块2170中，将滑架分组件与流量调节分组件耦合，以便滑架分组件将流量调节分组件传送到燃料组件。在方块2180中结束该方法。
在图21E中，组装用在核裂变反应堆中的流量控制组件的进一步例示性方法2190从方块2200开始。在方块2210中接纳流量调节分组件。在方块2220中接纳具有第一孔的第一套管。在方块2230中，将第二套管插入第一套管中，第二套管具有可与第一孔对准的第二孔。在方块2240中，将滑架分组件与流量调节分组件耦合。在方块2250中，将滑架分组件与流量调节分组件耦合，以便通过导螺杆装置驱动滑架分组件。在方块2260中结束该方法。
在图21F中，组装用在核裂变反应堆中的流量控制组件的一种例示性方法2270从方块2280开始。在方块2290中接纳流量调节分组件。在方块2300中接纳具有第一孔的第一套管。在方块2310中，将第二套管插入第一套管中，第二套管具有可与第一孔对准的第二孔，和第一套管被配置成可旋转，以便将第一孔旋转成与第二孔对准。在方块2320中，将滑架分组件与流量调节分组件耦合。在方块2330中，耦合滑架分组件，以便通过可逆电机装置驱动滑架分组件。在方块2340中结束该方法。
在图21G中，组装用在核裂变反应堆中的流量控制组件的一种例示性方法2350从方块2360开始。在方块2370中接纳流量调节分组件。在方块2380中接纳具有第一孔的第一套管。在方块2390中，将第二套管插入第一套管中，第二套管具有可与第一孔对准的第二孔，和第一套管被配置成可旋转，以便将第一孔旋转成与第二孔对准。在方块2400中，将滑架分组件与流量调节分组件耦合。在方块2410中，耦合滑架分组件，以便通过使可逆电机装置运转的无线电发射器-接收器装置至少部分控制滑架分组件。在方块2415中结束该方法。
在图21H中，组装用在核裂变反应堆中的流量控制组件的一种例示性方法2420从方块2430开始。在方块2440中接纳流量调节分组件。在方块2450中接纳具有第一孔的第一套管。在方块2460中，将第二套管插入第一套管中，第二套管具有可与第一孔对准的第二孔，和第一套管被配置成可旋转，以便将第一孔旋转成与第二孔对准。在方块2470中，将滑架分组件与流量调节分组件耦合。在方块2480中，耦合滑架分组件，以便通过使可逆电机装置运转的光纤发射器-接收器装置至少部分控制滑架分组件。在方块2490中结束该方法。
本领域的技术人员应该认识到，本文所述的部件(例如，操作)、设备、对象和伴随它们的讨论用作澄清概念的例子，可以设想出各种配置变型。因此，如本文所使用，展示的特定例子以及伴随的讨论旨在代表它们的更一般类别。一般说来，任何特定例子的使用都旨在代表它的类别，以及特定部件(例如，操作)、设备、和对象的未包括不应该看作是限制性的。
此外，本领域的技术人员可以懂得，前述的特定示范性过程、设备和/或技术代表像在随本文提交的权利要求书中和/或本申请中的其它地方那样，在本文其它地方讲述的更一般过程、设备和/或技术。
虽然已经显示和描述了本文所述的当前主题的特定方面，但对于本领域的技术人员来说，显而易见，可以根据本文的教导，不偏离本文所述的主题及其更宽广方面地作出改变和修改，因此，所附权利要求书将像在本文所述的主题的真正精神和范围之内那样的所有改变和修改都包括在它的范围之内。本领域的技术人员应该明白，一般说来，用在本文中，尤其用在所附权利要求书(例如，所附权利要求书的主要部分)中的术语一般旨在作为“开放”术语(例如，动名词术语“包括”应该理解为动名词“包括但不限于”，术语“具有”应该理解为“至少具有”，动词术语“包括”应该理解为动词“包括但不限于”等)。本领域的技术人员还应该明白，如果有意表示特定数量的所介绍权利要求列举项，则在权利要求中将明确列举这样的意图，而在缺乏这样的列举的情况下，则不存在这样的意图。例如，为了帮助人们理解，如下所附权利要求书可能包含使用介绍性短语“至少一个”和“一个或多个”来介绍权利要求列举项。但是，即使同一个权利要求包括介绍性短语“一个或多个”或“至少一个”以及像“一个”或“一种”(例如，“一个”和/或“一种”通常应该理解成“至少一个”或“一个或多个”的意思)那样的不定冠词，这样短语的使用也不应该理解成暗示着通过不定冠词“一个”或“一种”介绍权利要求列举项将包含这样介绍权利要求列举项的任何特定权利要求限制在只包含一个这样列举项的权利要求上；对于用于介绍权利要求列举项的定冠词的使用，这同样成立。另外，即使明确列举了特定数量的所介绍权利要求列举项，本领域的技术人员也应该认识到，这样的列举通常应该理解成至少具有所列举数量的意思(例如，在没有其它修饰词的情况下，仅列举“两个列举项”通常意味着至少两个列举项，或两个或更多个列举项)。而且，在使用类似于“A、B、和C等的至少一个”的习惯用法的那些情况下，一般说来，这样的习惯用法旨在本领域的技术人员理解该习惯用法的意义上使用(例如，“具有A、B、和C的至少一个的系统”将包括但不限于只具有A，只具有B，只具有C，一起具有A和B，一起具有A和C，一起具有B和C，和/或一起具有A、B和C等的系统)。在使用类似于“A、B、或C等的至少一个”的习惯用法的那些情况下，一般说来，这样的习惯用法旨在本领域的技术人员理解该习惯用法的意义上使用(例如，“具有A、B、或C的至少一个的系统”将包括但不限于只具有A，只具有B，只具有C，一起具有A和B，一起具有A和C，一起具有B和C，和/或一起具有A、B和C等的系统)。本领域的技术人员还应该明白，通常，无论在描述、权利要求书还是附图中，出现两个或更多个可替代项目的分隔词和/或短语应该理解成具有包括这些项目之一，这些项目的任一个，或两个项目的可能性，除非上下文另有所指。例如，短语“A或B”通常理解成包括“A”，“B”或“A和B”的可能性。
关于所附权利要求书，本领域的技术人员可以懂得，本文所列举的操作一般可以按任何次序执行。此外，尽管各种操作流程按顺序展示出来，但应该明白，各种操作可以按与所例示的次序不同的其它次序执行，或者可以同时执行。这样可替代排序的例子可以包括重叠、交错、截断、重排、递增、预备、补充、同时、反向、或其它衍生排序，除非上下文另有所指。而且，像“对...敏感”、“与...有关”或其它过去式形容词那样的术语一般无意排斥这样的衍生，除非上下文另有所指。
因此，所提供的是核裂变反应堆、流量控制组件、其方法以及流量控制组件系统。
虽然本文公开了各种方面和实施例，但其它方面和实施例对于本领域的技术人员来说是显而易见的。例如，可以用水平布置细孔板取代流量调节分组件，细孔板具有多个穿过的细孔。可以将多个可分别致动挡片与细孔的相应一个相联系，这些挡片能够逐渐关闭和打开细孔，以便调节或调整到核裂变模块的冷却剂的流量。
另外，从本文的教导中可以懂得，与公开在上文引用的现有专利中的设备不同，本公开的流量控制组件和系统动态地改变流体的流量，避免了对控制流体流量的结构材料的不同和精确设定中子诱发增长性质的依赖，并且如果需要的话，可以在反应堆运行期间动态地改变。
此外，本文公开的各种方面和实施例用于例示的目的，而无意限制本发明的范围，本发明的真正范围和精神由如下权利要求书指出。
Claims (19)
1.一种运行核裂变反应堆的方法，包含：
(a)在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波；以及
(b)响应相对于核裂变模块的位置，操作与核裂变模块耦合的流量控制组件以便调节流体的流量。
2.如权利要求1所述的方法，其中操作流量控制组件包含操作流量调节分组件。
3.如权利要求2所述的方法，其中操作流量调节分组件包含按照与核裂变模块相联系的运行参数操作流量调节分组件。
4.如权利要求2所述的方法，其中操作流量调节分组件包含响应与核裂变模块相联系的运行参数调整流量调节分组件。
5.如权利要求2所述的方法，其中操作流量调节分组件包含按照流量调节分组件的预定输入重新配置流量调节分组件。
6.如权利要求2所述的方法，其中流量调节分组件具有可控流缝隙。
7.如权利要求2所述的方法，其中操作流量调节分组件包含实现可控流阻。
8.如权利要求2所述的方法，进一步包含将温度传感器与核裂变模块和流量调节分组件耦合。
9.如权利要求1所述的方法，进一步包含通过按照燃烧波到达相对于核裂变模块的位置的时间操作流量调节分组件，响应相对于核裂变模块的位置控制流体的流量。
10.如权利要求1所述的方法，进一步包含通过按照燃烧波离开相对于核裂变模块的位置的时间操作流量调节分组件，响应相对于核裂变模块的位置控制流体的流量。
11.如权利要求1所述的方法，进一步包含通过按照燃烧波接近相对于核裂变模块的位置的时间操作流量调节分组件，响应相对于核裂变模块的位置控制流体的流量。
12.如权利要求1所述的方法，进一步包含按照燃烧波的宽度控制流体的流量。
13.如权利要求1所述的方法，进一步包含通过按照核裂变模块中的热量生成速率操作流量控制组件控制流体的流量。
14.如权利要求1所述的方法，进一步包含通过按照核裂变模块中的温度操作流量控制组件控制流体的流量。
15.如权利要求1所述的方法，进一步包含通过按照核裂变模块中的中子通量操作流量控制组件控制流体的流量。
16.如权利要求1所述的方法，
(a)其中核裂变模块具有温度相关反应变化；以及
(b)其中流量控制组件控制核裂变模块内的温度相关反应变化。
17.如权利要求1所述的方法，其中在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波包含：
在相对于核裂变燃料组件的位置上产生至少一部分燃烧行波。
18.如权利要求1所述的方法，其中在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波包含：
在相对于可增殖核再生组件的位置上产生至少一部分燃烧行波。
19.如权利要求1所述的方法，其中在相对于核裂变模块的位置上产生至少一部分燃烧行波包含：
在相对于中子反射体组件的位置上产生至少一部分燃烧行波。
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