CN102696074B - 驻波核裂变反应堆及操作方法 - Google Patents

驻波核裂变反应堆及操作方法 Download PDF

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Abstract

所公开的实施例包括核裂变反应堆堆芯、核裂变反应堆、操作核裂变反应堆的方法以及管理核裂变反应堆中的过度反应性的方法。

Description

驻波核裂变反应堆及操作方法
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
为了美国专利商标局（USPTO）的额外法定要求，本申请要求2009年11月2日提交的、发明人为CharlesE.Ahlfeld、ThomasM.Burke、TylerS.Ellis、JohnRogersGilleland、JonatanHejzlar、PavelHejzlar、RoderickA.Hyde、DavidG.McAlees、JonD.McWhirter、AshokOdedra、RobertC.Petroski、NicholasW.Touran、JoshuaC.Walter、KevanD.Weaver、ThomasAllanWeaver、CharlesWhitmer、LowellL.Wood,Jr.、和GeorgeB.Zimmerman、发明名称为“TRAVELINGWAVENUCLEARFISSIONREACTORFUELSYSTEMANDMETHOD（行波核裂变反应堆燃料系统及其方法）”的美国临时专利申请第61/280,370号的优先权益，该申请是在本申请的提交日之前的12个月内提交的，或者是给予当前同时待审申请以申请日的权益的申请。
为了美国专利商标局（USPTO）的额外法定要求，本申请构成2010年11月2日提交的、发明人为CharlesE.Ahlfeld、ThomasM.Burke、TylerS.Ellis、JohnRogersGilleland、JonatanHejzlar、PavelHejzlar、RoderickA.Hyde、DavidG.McAlees、JonD.McWhirter、AshokOdedra、RobertC.Petroski、NicholasW.Touran、JoshuaC.Walter、KevanD.Weaver、ThomasAllanWeaver、CharlesWhitmer、LowellL.Wood,Jr.、和GeorgeB.Zimmerman、发明名称为“TRAVELINGWAVENUCLEARFISSIONREACTORFUELSYSTEMANDMETHOD（行波核裂变反应堆燃料系统及其方法）”的编号待指定的美国专利申请的部分继续申请，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，StephenG.Kunin，BenefitofPrior-FiledApplication，USPTOOfficialGazetteMarch18，2003。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条目要求，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，但明确指出，这样的指定决不能理解成关于除了其父代申请的主题之外、本申请是否包含任何新主题的任何类型的注释和/或承认。
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。
技术领域
本专利申请涉及核裂变反应堆及方法。
发明内容
所公开的实施例包括核裂变反应堆堆芯、核裂变反应堆、操作核裂变反应堆的方法以及管理核裂变反应堆中的过度反应性的方法。
上文是一个总结，因此可能包含细节的简化、概括、包括、和/或省略；因此，本领域的技术人员将意识到，该总结只是例示性的，而意图不是进行任何限制。除了上述的任何例示性方面、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。本文所述的设备、和/或过程和/或其它主题内容的其它方面、特征和优点将在本文展示的教导中变得明显。
附图说明
图1A-1C是例示性核裂变反应堆的部分剖视透视图。
图2是例示性核裂变反应堆堆芯的示意形式的顶视图。
图3是例示性核燃料组件的示意形式的部分剖视透视图。
图4A是例示性燃料组件流体盛器的示意形式的部分剖视透视图。
图4B例示了叠加在例示性阶跃堆芯支承栅板的示意形式的侧视平面图上的相对通量分布的曲线图。
图5A和5B是例示性衰变热移除系统的示意形式的侧视图。
图6A和6B是反应性对于燃耗的关系的例示性曲线图。
图7是钚同位素演化对于U238的利用的关系的例示性曲线图。
图8A是操作核裂变反应堆的例示性方法的流程图。
图8B-8X是图8A的方法的例示性细节的流程图。
图9A是操作核裂变反应堆的另一种例示性方法的流程图。
图9B-9V是图9A的方法的例示性细节的流程图。
图10A是管理核裂变反应堆中的过度反应性的例示性方法的流程图。
图10B-10H是图10A的方法的例示性细节的流程图。
具体实施方式
引言
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，不同附图中的相似或相同符号通常表示相似或相同的项目，除非上下文另有规定。
在具体实施方式、附图和权利要求书中描述的例示性实施例并不意味着限制。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。
本领域的普通技术人员将认识到，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，并且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。
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。
概述
现在参照图1A-C和图2，以及通过非限制性概述给出，例示性核裂变反应堆10将通过例示以及非限制性地描述。如下面所详细讨论地，核裂变反应堆10的实施例是经由核燃料组件的移动（也称为倒换（shuffling））建立再生和裂变的驻波（也称为再生-燃烧波）的再生和燃烧快堆（也称为行波反应堆或TWR）。
仍然通过概述的方式，将核裂变反应堆堆芯12布置在反应堆容器14中。核裂变反应堆堆芯12的中央堆芯区域16（图2）包括可裂变核燃料组件18（图2）。中央堆芯区域16还包括可转换核燃料组件20a（图2）。中央堆芯区域16还包括可移动反应性控制组件22（图2）。
核裂变反应堆堆芯12的外围堆芯区域24（图2）包括可转换核燃料组件20b（图2）。将意识到，可转换核燃料组件20a和20b可以由相同或相似结构（如相似的标号所指）形成。如下面所进一步说明地，可转换核燃料组件20a驻留在与外围堆芯区域24中的中子通量环境（可转换核燃料组件20b驻留在其中）不同的中央堆芯区域16中的中子通量环境中。其结果是，在堆芯的寿命内，可转换核燃料组件20a以与可转换核燃料组件20b经历和经受的速率不同的速率，可能经受再生和可能经历燃耗。因此，使用相似（但不相同）的标号20a和20b有助于在本文讨论堆芯寿命的各个阶段中跟踪可转换核燃料组件20a和20b。外围堆芯区域24还包括中子吸收组件26。
容器内处理系统28被配置成倒换几个可裂变核燃料组件18和几个可转换核燃料组件20a和20b。核裂变反应堆10还包括反应堆冷却剂系统30。
通过非限制性概述继续讨论，按照一些方面，提供了操作核裂变反应堆的方法。通过非限制性例子给出，在一些实施例中，在核裂变反应堆的核裂变反应堆堆芯的中央堆芯区域中使多个可裂变核燃料组件中的可裂变核燃料材料裂变。在核裂变反应堆堆芯的中央堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的几个中再生可裂变材料，以及以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
通过非限制性概述继续讨论，按照一些方面，提供了管理核裂变反应堆中的过度反应性的方法。通过非限制性例子给出，在一些实施例中，在核裂变反应堆的反应堆堆芯的中央堆芯区域中达到具有正反应量的临界。增加反应量直到在反应堆堆芯中的所选几个燃料组件中达到预定燃耗水平，以及补偿反应性的增加。
下面通过非限制性例子展示细节。
例示性核裂变反应堆
在下面展示的讨论中，将首先通过非限制性例子展示有关核裂变反应堆10的堆芯外部件的细节。接着通过非限制性例子展示有关核裂变反应堆10的堆芯内部件的细节。这样排序讨论细节有助于人们理解核裂变反应堆堆芯10中再生和裂变的驻波的建立。
仍然参照图1A-1C和图2，可以将核裂变反应堆10的实施例的大小做成适合所希望的任何应用。例如，可以将核裂变反应堆10的各种实施例用在所希望的低功率（约300MWe-约500MWe）应用、中等功率（约500MWe-约1000MWe）应用、和大功率（约1000MWe及以上）应用中。
核裂变反应堆10的实施例基于液态金属冷却快堆技术的元件。例如，在各种实施例中，反应堆冷却剂系统30包括布置在反应堆容器14中的液态钠池。在这样的情况下，将核裂变反应堆堆芯12浸没在反应堆容器14中的钠冷却剂池中。反应堆容器14被安全壳32围绕着，安全壳32有助于在不可能从反应堆容器14中泄漏的情况下防止钠冷却剂损失。
在各种实施例中，反应堆冷却剂系统30还包括反应堆冷却剂泵34。反应堆冷却剂泵34可以是像，例如，机电泵或电磁泵那样，所希望的任何适用泵。
在各种实施例中，反应堆冷却剂系统30还包括热交换器36。热交换器36被布置在一次液态钠池中。热交换器36在热交换器36的另一侧上含有非放射性中间钠冷却剂。为此，可以认为热交换器36是中间热交换器。蒸汽发生器（为了清晰起见，在图1A-1C和2中未示出）与热交换器36热连通。将意识到，如果需要的话，可以使用任何数量的反应堆冷却剂泵34、热交换器36、和蒸汽发生器。
反应堆冷却剂泵34使一次钠冷却剂循环通过核裂变反应堆堆芯12。抽运的一次钠冷却剂在核裂变反应堆堆芯12的顶部从核裂变反应堆堆芯12出来，通过热交换器36的一侧。使加热中间钠冷却剂循环经过中间钠环路42到蒸汽发生器（未示出），蒸汽发生器（未示出）又产生蒸汽来驱动涡轮机（未示出）和发电机（未示出）。
在反应堆关闭期间，在一些实施例中，通过电网对工厂电负载供电，以及衰变热移除通过输送减少反应堆冷却剂流通过热传输系统的反应堆冷却剂泵34上的小型电机（为清晰起见，未示出）完成。
另外参照图5A和5B，在各种实施例中，核裂变反应堆10包括衰变热移除系统38。在不可从电网上获得电力的情况下，使用衰变热移除系统38移除衰变热。在各种实施例中，衰变热移除系统38可以包括无需电力，完全靠自然循环运行的两个专用安全级衰变热移除系统38a（图5A）和38b（图5B）之一或两者。在安全级衰变热移除系统38a（图5A）中，首先通过自然循环钠将来自核裂变反应堆堆芯12的热量传递给反应堆容器14，然后跨过反应堆容器14与安全壳32之间的充氩气隙40辐射出来，最后通过沿着安全壳32的壁面流动的自然循环环境空气移除。
在安全级衰变热移除系统38b（图5B）中，热交换器36和中间钠环路42（图1A-1C）通过钠的自然循环将热量传递给蒸汽发生器44，在蒸汽发生器44上使用通过受保护进气口46吸入的环境温度空气使热量通过蒸汽发生器44的壳壁散发出来。
回头参照图1A-1C，容器内处理系统28被配置成倒换几个可裂变核燃料组件18和几个可转换核燃料组件20a和20b。在堆芯寿命的一些阶段（如下所讨论）中，可能希望在中央堆芯区域16与外围堆芯区域24之间倒换几个可裂变核燃料组件18和几个可转换核燃料组件20a和20b。因此，也可以将容器内处理系统28配置成在中央堆芯区域16与外围堆芯区域24之间倒换几个可裂变核燃料组件18和几个可转换核燃料组件20a和20b。
将意识到，容器内处理系统28允许无需从核裂变反应堆10中移除所移动可裂变核燃料组件18和可转换核燃料组件20a和20b地移动所选可裂变核燃料组件18和可转换核燃料组件20a和20b。
在各种实施例中，容器内处理系统28包括两者与核裂变反应堆堆芯12的顶部垂直隔开的旋转插头48和旋转插头50。旋转插头50小于旋转插头48并布置在旋转插头48的顶部上。偏移臂机52通过旋转插头48延伸到核裂变反应堆堆芯12的顶部。偏移臂机52可通过旋转插头48旋转。直拉机54通过旋转插头50延伸到核裂变反应堆堆芯12的顶部。
偏移臂机52和直拉机54的下端包括像抓手等那样的适当夹持设备，该夹持设备能够在移动操作期间通过偏移臂机52和直拉机54夹住所选可裂变核燃料组件18和可转换核燃料组件20a和20b（以及在一些应用中，如下面所讨论，布置在外围堆芯区域24中的中子吸收组件）。
旋转旋转插头48和50以及偏移臂机52可以将偏移臂机52和直拉机54定位到任何所希望位置上，以便从核裂变反应堆堆芯12中拉出所选组件以及将所选组件重新插入核裂变反应堆堆芯12中的任何所希望空位置上。
在一些实施例中，容器内处理系统28可以进一步配置成在外围堆芯区域24中的所选位置之间移动几个中子吸收组件。在这样的情况下，可以根据处在外围堆芯区域24中的核燃料组件18，20a和/或20b的预定燃耗水平（取决于堆芯寿命的阶段和燃耗水平）从外围堆芯区域24中的预定径向位置中选择外围堆芯区域24中的位置。在一些其它实施例中，容器内处理系统28可以进一步配置成旋转几个中子吸收组件。
在一些其它实施例中，容器内处理系统28可以进一步配置成在中央堆芯区域16与反应堆容器如果需要的话处在核裂变反应堆堆芯12外部的一部分之间倒换几个可裂变核燃料组件18和几个可转换核燃料组件20a和/或20b（取决于堆芯寿命的阶段和燃耗水平）。
通过非限制性概述给出，在核裂变反应堆堆芯12的实施例中，有足够数量的可裂变核燃料组件来实现初始临界以及足够的再生来接近稳定状态反应堆堆芯再生和燃烧（再生和裂变）条件。可裂变组件最初处在产生大多数堆芯功率的中央堆芯区域16中。可转换核燃料组件被放置在中央堆芯区域16和外围堆芯区域24中，它们的数量是这样选择的，那就是使反应堆可以无需把新燃料带入反应堆中地运行多达40年或更多。初始堆芯负载被配置成具有少量过度反应性地达到临界以及在初始反应堆启动之后马上升高到满功率输出。过度反应性因再生而增加，直到在所选数量的燃料组件中达到预定燃耗。反应性增加通过逐渐插入堆芯中以保持堆芯临界的可移动反应性控制组件来补偿。
仍然通过非限制性概述给出，再生和裂变的波（“再生-燃烧波”）发源于中央堆芯区域16，但不会移过固定堆芯材料。而是，通过周期性地将堆芯材料移入再生-燃烧区域中和从再生-燃烧区域中移出建立再生和裂变（“燃烧”）的“驻”波。燃料组件的这种移动被称为“燃料倒换”，后面将作更详细描述。
现在通过非限制性例子讨论有关核裂变反应堆堆芯12内的部件的细节。当相关时，将注意到在堆芯寿命内在核裂变反应堆堆芯12内在燃料组件的成分和/或燃耗水平和燃料组件的位置方面的差异。
与堆芯寿命的阶段无关，中央堆芯区域16都包括可移动反应性控制组件22。可移动反应性控制组件22可以适当地配备成控制棒，并且可以通过相关控制棒驱动机构轴向移入中央堆芯区域16中和/或从中央堆芯区域16中移出。将意识到，可移动反应性控制组件22的轴向位置可以通过控制棒驱动机构来调整，以便如果需要的话，将中子吸收材料插入中央堆芯区域16中和/或从中央堆芯区域16中移除中子吸收材料（譬如，以便补偿反应性的增加，补偿反应性的减小，按计划关闭反应堆，和/或在关闭反应堆之后启动反应堆）。还将意识到，在一些实施例中，可移动反应性控制组件22可以执行像迅速插入中子吸收材料以便迅速关闭反应堆（也就是说，急停反应堆）那样的安全功能。在一些实施例中，布置在可移动反应性控制组件22中的中子吸收材料可以包括氢化铪。
此外，与堆芯寿命的阶段无关，外围堆芯区域24包括中子吸收组件26。与可移动反应性控制组件22（如果需要的话可以在反应堆运行期间移动，譬如，以便补偿反应性的增加）不同，中子吸收组件26保持在原位，不会在反应堆运行期间移动。中子吸收组件26有助于保持外围堆芯区域24中的低堆芯功率水平。这个低功率水平有助于简化外围堆芯区域24中的冷却剂流动要求。这个低功率水平也有助于缓解以前用于中央堆芯区域16中的功率产生和随后从中央堆芯区域16移动到外围堆芯区域24的燃料组件中的燃耗的进一步增加。在一些实施例中，布置在可移动反应性控制组件26中的中子吸收材料可以包括氢化铪。
但是，如上面所讨论，在一些实施例中，如果需要的话，可以通过容器内处理系统28在外围堆芯区域24中的所选位置之间移动中子吸收组件26。如上所述，可以根据处在外围堆芯区域24中的核燃料组件18，20a和/或20b的预定燃耗水平（取决于堆芯寿命的阶段和燃耗水平）从外围堆芯区域24中的预定径向位置中选择外围堆芯区域24中的位置。此外也如上面所讨论，在一些其它实施例中，可以通过容器内处理系统28旋转中子吸收组件26。
既然已经讨论了可移动反应性控制组件22和中子吸收组件26，那接着就讨论核燃料组件18，20a和/或20b。如上所述，这个讨论涉及堆芯寿命的各个阶段。
与堆芯寿命的阶段无关，可转换核燃料组件20（即，可转换核燃料组件20a和可转换核燃料组件20b）中的可转换材料包括U238。在各种实施例中，U238可以包括天然铀和/或贫化铀。因此，在各种实施例中，至少一个可转换核燃料组件20a可以包括包括贫化铀的U238。在一些实施例中，至少一个可转换核燃料组件20b可以包括包括天然铀的U238。在一些实施例中，至少一个可转换核燃料组件20b可以包括包括贫化铀的U238。也就是说，在堆芯寿命的任何时刻，任何一个或多个核燃料组件20a都可以包括包括天然铀的U238，任何一个或多个核燃料组件20a都可以包括包括贫化铀的U238，任何一个或多个核燃料组件20b都可以包括包括天然铀的U238，和/或任何一个或多个核燃料组件20b都可以包括包括贫化铀的U238。
因此，与堆芯寿命的阶段无关，可转换核燃料组件20a和/或20b中的U238无需局限于天然铀或贫化铀的任何一种。因此，在堆芯寿命的任何阶段，一个或多个核燃料组件20a可以包括天然铀，一个或多个核燃料组件20a可以包括贫化铀，一个或多个核燃料组件20b可以包括天然铀，和/或一个或多个核燃料组件20b可以包括贫化铀。
在寿命的起点（BOL），在各种实施例中，中央堆芯区域16包括可裂变核燃料组件18、可转换核燃料组件20a、和可移动反应性控制组件22，而外围堆芯区域24包括可转换核燃料组件20b和中子吸收组件26。上面已经针对包括BOL的堆芯寿命的所有阶段，讨论了可转换核燃料组件20a和20b、可移动反应性控制组件22、和中子吸收组件26。
在BOL，中央堆芯区域16包括可裂变核燃料组件18和可转换核燃料组件20，以及在堆芯寿命期间（以及可能在寿命的终点），中央堆芯区域16包括可裂变核燃料组件18和可转换核燃料组件20a和/或20b。如果需要的话，可以将核燃料组件18和20安排在中央堆芯区域16内。在一些实施例中，可以对称地将核燃料组件18和20安排在中央堆芯区域16内。
在BOL，可裂变核燃料组件18包括浓缩可裂变核燃料组件18a。在各种实施例中，浓缩可裂变核燃料组件18a中的浓缩可裂变材料包括U235。浓缩可裂变核燃料组件18a中的铀通常是小于百分之二十（20%）浓缩U235同位素。将意识到，在一些实施例中（像一群核裂变反应堆10的第一个那样），在BOL，可裂变核燃料组件18a中的所有可裂变材料都包括U235。
但是，在其它实施例中（像在一群核裂变反应堆10的后面第n类成员中那样），如下面所讨论，在BOL，可裂变核燃料组件18a中的至少一些可裂变材料可以包括Pu239（在该群核裂变反应堆10的前成员中再生的）。
将进一步意识到，在核裂变反应堆堆芯12中引发再生和裂变（再生-燃烧）波时，只需要少量可裂变核燃料材料（相对于包括在核裂变反应堆堆芯12中的包括可转换核燃料材料的核燃料材料的总量，以及将意识到，与传统快中子增殖反应堆相反）。再生和裂变（再生-燃烧）波的例示性引发和传播通过例子和非限制性地描述在如下文献中：2006年11月28日提交、发明人为RODERICKA.HYDE、MURIELY.ISHIKAWA、NATHANP.MYHRVOLD和LOWELLL.WOOD,JR.、发明名称为“AUTOMATEDNUCLEARPOWERREACTORFORLONG-TERMOPERATION”的美国专利申请第11/605,943号，特此通过引用并入其全部内容。将进一步注意到，如果需要的话，无需过度实验地确定，在任何大小的核裂变反应堆堆芯12中引发再生和裂变（再生-燃烧）波时，需要的可裂变核燃料材料的数量在核裂变反应堆设计和运行领域的普通技术人员的能力之内。
还将意识到，再生-燃烧波不会移过固定堆芯材料。而是，通过周期性地将堆芯材料移入再生-燃烧区域中和从再生-燃烧区域中移出，建立再生和裂变（“燃烧”）的“驻”波。燃料组件的这种移动被称为“燃料倒换”，后面将作更详细描述。
将意识到，在BOL之后，核裂变反应堆10已经启动，浓缩可裂变核燃料组件18a已经开始裂变。一些中子可能被中央堆芯区域16中的可转换核燃料组件20a中像U238那样的可转换材料的原子核吸收。作为这样吸收的结果，在一些情况下，U238经由俘获转换成U239，然后经由β衰变转换成Np239，然后进一步经由β衰变转换成Pu239。因此，在这样的情况下，可转换核燃料组件20a中的可转换材料（即，U238）将再生成可裂变材料（即，Pu239），其结果是，这样的可转换核燃料组件20a将转换成再生核燃料组件18b。
因此，将意识到，在BOL之后，中央堆芯区域16中的可裂变核燃料组件18包括浓缩可裂变核燃料组件18a和再生可裂变核燃料组件18b。如上面所讨论，浓缩可裂变核燃料组件18a中的可裂变材料可以包括U235，而再生可裂变核燃料组件18b中的可裂变材料可以包括Pu239。
一些其它中子可能被中央堆芯区域16中的可转换核燃料组件20a中像U238那样的可转换材料的其它原子核吸收。作为这样吸收的结果，在一些其它情况下，将意识到，一些可转换核燃料组件20a中的U238可能经历快速裂变。
将进一步意识到，在BOL之后，一些中子可能从中央堆芯区域16泄漏到外围堆芯区域24中。在这样的情况下，一些泄漏中子可能被外围堆芯区域24中的可转换核燃料组件20b中的可转换材料（像U238那样）吸收。作为这样吸收的结果，以及如上面所讨论，在一些情况下，U238经由俘获转换成U239，然后经由β衰变转换成Np239，然后进一步经由β衰变转换成Pu239。因此，在这样的情况下，可转换核燃料组件20b中的可转换材料（即，U238）将再生成可裂变材料（即，Pu239），其结果是，这样的可转换核燃料组件20b将转换成再生核燃料组件18b。因此，在这样的情况下，在BOL之后，外围堆芯区域24可以包括几个再生核燃料组件18b。
一些其它泄漏中子可能被外围堆芯区域24中的可转换核燃料组件20b中像U238那样的可转换材料的其它原子核吸收。作为这样吸收的结果，在一些其它情况下，将意识到，一些可转换核燃料组件20b中的U238可能经历快速裂变。如上面所讨论，即使可能发生外围堆芯区域24中的可转换核燃料组件20b中U238的快速裂变，中子吸收组件26也有助于保持外围堆芯区域24中的低功率水平。
浓缩可裂变核燃料组件18a在BOL之后将经历燃耗。在BOL之后的一些时间之后，浓缩可裂变核燃料组件18a将累积足够的燃耗，使得人们希望将这样的浓缩可裂变核燃料组件18a从中央堆芯区域16倒换（或移动）到外围堆芯区域24（利用容器内处理系统28）。将意识到，核裂变反应堆设计和运行领域的普通技术人员能够无需过度实验地确定将一个浓缩可裂变核燃料组件18a从中央堆芯区域16倒换到外围堆芯区域24的燃耗水平。因此，在这样的情况下，外围堆芯区域24可以进一步包括至少具有预定燃耗水平的所选几个浓缩可裂变核燃料组件18a。
同样，再生可裂变核燃料组件18b在BOL之后也将经历燃耗。在BOL之后的一些时间之后，再生可裂变核燃料组件18b将累积足够的燃耗，使得人们希望将这样的再生可裂变核燃料组件18b从中央堆芯区域16倒换（或移动）到外围堆芯区域24（利用容器内处理系统28）。将意识到，核裂变反应堆设计和运行领域的普通技术人员能够无需过度实验地确定将一个再生可裂变核燃料组件18b从中央堆芯区域16倒换到外围堆芯区域24的燃耗水平。因此，在这样的情况下，外围堆芯区域24可以进一步包括至少具有预定燃耗水平的所选几个再生可裂变核燃料组件18b。
将进一步意识到，如上面所讨论，外围堆芯区域24中的一些可转换核燃料组件20b将转换成再生可裂变核燃料组件18b。此外如上面所讨论，可转换核燃料组件20b可能受外围堆芯区域24中的中子通量水平支配，外围堆芯区域24中的中子通量水平低于支配可转换核燃料组件20b的中央堆芯区域16中的中子通量水平。其结果是，外围堆芯区域24可以包括具有低于预定燃耗水平的几个再生可裂变核燃料组件18b（即，从外围堆芯区域24中的可转换核燃料组件20b转换而来）。
在堆芯寿命的各个阶段中，可以在外围堆芯区域24中的任何几个位置之间通过容器内处理系统28移动几个中子吸收组件26。外围堆芯区域24中的位置可以包括外围堆芯区域24中可根据处在外围堆芯区域24中的核燃料组件18和20的预定燃耗水平选择的预定径向位置。
朝着寿命的终点（EOL），浓缩可裂变核燃料组件18a可能经历足够的燃耗，使得将浓缩可裂变核燃料组件18a从中央堆芯区域16倒换（或移动）到外围堆芯区域24。因此，朝着EOL，处在中央堆芯区域16中的可裂变核燃料组件18是再生可裂变核燃料组件18b。因此，朝着EOL，可裂变核燃料组件18（中央堆芯区域16中）包括再生可裂变核燃料组件18b，而外围堆芯区域24包括至少具有预定燃耗水平的浓缩可裂变核燃料组件18a。
将意识到，朝着EOL，外围堆芯区域24也可以包括再生可裂变核燃料组件10b。外围堆芯区域24中的一些再生可裂变核燃料组件18b可以包括从中央堆芯区域16倒换到外围堆芯区域24和至少具有预定燃耗水平的所选几个再生可裂变核燃料组件18b。将进一步意识到，外围堆芯区域24中的一些其它再生可裂变核燃料组件18b可以包括（i）从中央堆芯区域16倒换到外围堆芯区域24和具有低于预定燃耗水平的几个再生可裂变核燃料组件18b和/或（ii）从几个可转换核燃料组件20b（驻留在外围堆芯区域24中）转换而来和具有低于预定燃耗水平的几个再生可裂变核燃料组件18b。
核裂变反应堆10的实施例适合燃料回收。核裂变反应堆10的一些实施例可以以初始重金属原子的近似15%的平均燃耗排放它们的燃料，轴向最大化使最大燃耗在28-32%的范围内。同时，在少量“脏”成分的核裂变反应堆10的各种实施例中再生的可裂变材料可以经由熔化精炼保持超过40%平均燃耗（甚至不用移除任何裂变产品）的临界。包括周期性熔化精炼的效果可以达到超过50%的燃耗。因此，从第一代核裂变反应堆10排放的燃料从中子的角度来看仍然具有其大部分潜在剩余寿命（甚至在考虑与重新包壳期间的热除裂变产物相联系的任何“延寿”之前），可无需任何化学后处理地重新使用。
为此，以及如上所述，在一些实施例中（（像在一群核裂变反应堆10的后面第n类成员中那样），在BOL，可裂变核燃料组件18a中的至少一些可裂变材料可以包括Pu239（在该群核裂变反应堆10的前成员中再生的）。在一些这样的情况下，一个或多个可裂变核燃料组件18可以包括从核裂变反应堆中排放的可裂变材料。此外，在这些情况的一些情况下，包括从核裂变反应堆中排放的可裂变材料的可裂变核燃料组件18可以包括重新包壳可裂变核燃料组件。
在这样的实施例中，可以经由燃料重新包壳—移除旧包壳和将使用过的燃料重新制成新燃耗的过程，回收可裂变核燃料组件18。可裂变核燃料材料通过热和物理（但不是化学）过程来回收。将使用过的燃料组件拆解成单独燃料棒，然后机械剖视它们的包壳。然后，使使用过的燃料经历惰性气氛下以两种主要方式，将许多裂变产物与燃料分离的高温（1300-1400°C）熔化精炼过程：（i）挥发性和气态裂变产物（例如，Br、Kr、Rb、Cd、I、Xe、Cs）简单地逃逸；而（ii）超过95%的可化学反应裂变产物（例如，Sr、Y、Te、Ba和稀土元素）在与氧化锆坩埚的反应中被氧化并且可容易分离。然后可以将熔化精炼燃料浇铸或挤压成新燃料短棒，放入钠接合的新包壳中，并整合成新燃料组件。
另外参照图3，例示性核燃料组件（与是可裂变核燃料组件18还是可转换核燃料组件20无关）包括燃料细棒（或燃料棒或燃料元件）56。在各种实施例中，燃料细棒56包括金属燃料（并且，与燃料是可裂变燃料还是可转换燃料无关）。将意识到，金属燃料提供高重金属负载和优良中子经济，这是核裂变反应堆堆芯12中的再生和燃烧过程所需要的。
在各种实施例中，可以将金属燃料与约3%到约8%的锆合金，以便在辐照期间使合金在尺度上达到稳定，和禁止包壳的低温共熔和腐蚀损害。钠热接合填充存在于合金燃料与包壳管的内壁之间的空隙，以便于燃料肿胀，提供保持燃料低温的有效热传递。各根燃料细棒56可以含有约0.8mm直径到约1.6mm直径的细电线58，细电线58螺旋地绕在包壳管的周围，以便在燃料组件18和20的外壳内提供各根燃料细棒56的冷却空间和机械隔离（也用作冷却剂导管）。在各种实施例中，由于其如大量经验数据所示的辐照性能，包壳、绕线、和外壳可以由铁素体-马氏体钢制成。
中央堆芯区域16中的可裂变核燃料组件18与外围堆芯区域24中的可转换核燃料组件20a和/或20b之间的大功率差异，引起组件流量分布的显著差异，使流量与功率因此出口温度匹配。在各种实施例中，这种流量分布通过像固定小孔和可变小孔的组合那样的小孔来实现，这使得可以与预期组件功率成正比地优化一次冷却剂流量。
现在参照图4A，在各种实施例中，将像固定小孔那样的小孔60安装在核裂变反应堆堆芯12下面的燃料组件流体盛器62中。燃料组件流体盛器62与堆芯支承栅板66中的底座64密配，并且包含插入核裂变燃料组件18和20的插座68。
燃料组件流体盛器62含有可以用于使流量与在核裂变燃料组件中产生的功率匹配的小孔60。例如，在外围堆芯区域24下面的燃料组件流体盛器62含有极高压降小孔60，以便使进入极低功率可转换核燃料组件20中的流量最小。另一方面，在中央堆芯区域16中的核燃料组件18和20下面的燃料组件流体盛器62可以划分成含有从极低阻抗到较高阻抗的小孔60的几个组，以便与中央堆芯区域16中的径向功率分布匹配。
除了固定小孔60之外，在一些实施例中，每个可裂变核燃料组件18和20可以具有在倒换操作期间通过旋转调整组件流量的能力，以便如果需要的话，在组件层次上能够实现次要流量调整。
因此，在一些实施例中，燃料组件流体盛器62可以限定中央堆芯区域16中的一组反应堆冷却剂流孔60和外围堆芯区域24中的另一组反应堆冷却剂流孔60。中央堆芯区域16中的一组反应堆冷却剂流孔60可以包括几个反应堆冷却剂流孔组。在这样的情况下，通过所选一个反应堆冷却剂流孔组的流速可以基于所选一个反应堆冷却剂流孔组的径向位置上的功率分布。此外，通过外围堆芯区域24中的反应堆冷却剂流孔60的流速可以包括基于外围堆芯区域24中的功率水平的预定流速。
在各种实施例中，小孔60包括固定小孔。在其它实施例中，可以配备可变小孔（经由核燃料组件18和20的旋转）。在一些其它实施例中，小孔60可以包括固定小孔，并且也可以配备可变小孔（经由核燃料组件18和20的旋转）。
在一些其它实施例中以及另外参照图4B，堆芯支承栅板66a可以是“阶跃”的。也就是说，可以使用阶跃堆芯支承栅板66a轴向偏移核燃料组件18和20。这样，阶跃堆芯支承栅板66a允许随着它们沿着径向的位置而变地改变核燃料组件18和20沿着轴向的位置。
燃料在核裂变反应堆堆芯12中的利用率可以通过轴向偏移组件（除了径向倒换核燃料组件18和20之外）得到进一步提高。将意识到，如曲线67所示，相对中子通量分布在核裂变反应堆堆芯12的中央堆芯区域中高于在核裂变反应堆堆芯12的轴向范围中。这样的轴向偏移可以便于将在可转换核燃料组件20的轴向范围附近再生的燃料移动成与核裂变反应堆堆芯12的中央堆芯区域较接近（或如果需要的话，远离它）。因此，这样的偏移可以便于沿着轴向维度更高程度地控制燃耗，这可以进一步有助于达到更高燃料利用率。
在一些实施例中，阶跃堆芯支承栅板66a可以包括单个轴向分段组件。在一些实施例中，偏移的程度可以是固定的，并且可以包括预定燃料管理策略。在一些其它实施例中，可以通过使用像立管或垫片那样的隔片变更偏移的程度，该隔片可以安装在核燃料组件18和20的底部上或直接安装在阶跃堆芯支承栅板66a上。
下面将说明操作核裂变反应堆堆芯12的实施例的一些方面。
将意识到，核裂变反应堆堆芯12的实施例的各种设计特征可以有助于增加裂变产物的累积使燃料变成亚临界之前、燃料可以维持的最大燃耗和注量。
例如，让中央堆芯区域16中的可裂变核燃料组件18被吸收泄漏中子和使用它们再现新燃料的亚临界馈给燃料（即，中央堆芯区域16中和外围堆芯区域24中的可转换核燃料组件20）围着。核反应堆设计和运行领域的普通技术人员将意识到，经过厚度近似70cm（或取决于可转换核燃料组件20的大小，大约5行组件）的围绕中央堆芯区域16的馈给燃料之后，从核裂变反应堆堆芯12中泄漏的中子的份额减小到接近零。
这样的中子保护特征完成了两件事情。首先，它们使实现再生和裂变波传播所需的燃耗和注量最小，这又缓解了材料恶化问题以及使核裂变反应堆10的实施例能够利用现有材料来实现。其次，它们增加了裂变产物的累积使燃料变成亚临界之前、燃料可以维持的最大燃耗和注量。这第二点例示在图6A中。
另外参照图6A，曲线图70沿着曲线72为核裂变反应堆堆芯12的例示性实施例图示了反应性与燃耗之间的关系。曲线图70将核裂变反应堆堆芯12的例示性实施例中的馈给燃料的反应性演化（沿着曲线70例示的）与沿着曲线74例示的来自典型钠快堆的浓缩燃料的反应性演化相比较。来自典型钠快堆的浓缩燃料被模拟成含有SuperPhénix燃料、75%有效密度的冷却剂和结构体份额、和16%的初始浓缩度。众所周知，典型钠快堆燃料必须从高浓缩度开始以达到临界，新燃料的过度反应性不受控制元件、再生毯中的吸收、和来自堆芯的泄漏影响。如曲线74所示，典型钠快堆燃料随着U235贫化迅速丧失反应性，并且在近似310MVd/kgHM燃耗上变成亚临界。在典型钠快堆燃料变成亚临界的时刻，大约总裂变的一半由U235引起，U238的利用率小于20%。
同时，如曲线72所示，核裂变反应堆堆芯12的实施例中的馈给燃料随着可转换核燃料组件20中的亚临界可转换燃料而开始，并且随着Pu239再生而使反应性增加。一旦燃料变成临界的，就通过再生附加亚临界馈给燃料（应该注意到，在燃耗的前50MVd/kgHM期间，驱动燃料使反应堆临界）使过度反应性偏移。在燃料变成亚临界之前，可以达到400MVd/kgHM或更高的总燃料燃耗，并且由于燃料随着几乎所有U238开始，所述U238的利用率可以大于40%。
另外参照图6B，反应性与燃耗关系的曲线图76沿着曲线78示出了周期性热移除裂变产物的影响。曲线图76还包括未热移除裂变产物的馈给燃料的曲线72。核裂变反应堆堆芯12的实施例当前被设计成以初始重金属原子的近似15%的平均燃耗排放它们的燃料，轴向最大化使最大燃耗在28-32%的范围内。同时，如曲线72所示，在少量“脏”成分的例示性核裂变反应堆堆芯12再生的馈给材料甚至不用移除任何裂变产品，也可以经由熔化精炼保持超过40%平均燃耗的临界。如曲线78所示，包括周期性熔化精炼的效果可以达到超过50%的燃耗。因此，从第一代核裂变反应堆10排放的燃料从中子的角度来看仍然具有其大部分潜在剩余寿命（甚至在考虑与重新包壳期间的热除裂变产物相联系的任何“延寿”之前），可无需任何化学后处理地重新使用。
现在参照图7，曲线图80例示了钚同位素演化与U238的利用率之间的关系。在利用率低时，产生的钚几乎都是Pu239，由于运行从U238开始而没有钚。在利用率较高时，钚的数量随着钚的较高同位素产生而越来越快地下降。在馈给燃料的k-无穷大下降到1个单位以下的点上（如图6A和6B中的曲线72所示），与来自LWR乏燃料的反应堆级钚类似，可裂变钚份额在70%以下。另外，来自核裂变反应堆堆芯10的实施例的乏燃料中的钚被裂变产物污染到高得多的程度，从而更难以管理和后处理，并且较没有转向武器目的的吸引力。
例示性方法
下文是描绘这些实现的一系列流程图。为了便于理解，将这些流程图组织成初始流程图展示经由示范性实现的实现，此后，接着的流程图展示作为建立在一个或多个较早展示流程图之上的分部件操作或附加部件操作的初始流程图的可替代实施例和/或扩充。本领域的普通技术人员将意识到，本文使用的展示风格（例如，从展示示范性实现的流程图的展示开始，此后在后续流程图中提供附加细节和/或进一步细节）一般是为了便于人们迅速和容易地理解各种过程实现。另外，本领域的普通技术人员将进一步意识到，本文使用的展示风格也与模块化和/或面向对象程序设计范式相适应。
通过概述给出以及现在参照图8A，方法100是为操作核裂变反应堆而提供的。方法100从方块102开始，在方块104中，在核裂变反应堆的核裂变反应堆堆芯的中央堆芯区域中的多个可裂变核燃料组件中，使可裂变核燃料材料裂变。在方块106中，在核裂变反应堆堆芯的中央堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的几个中，再生可裂变材料。在方块108中，以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式，倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。在方块110中结束该方法100。一些细节将在下面通过非限制性例子展示。
参照图8B，在一些实施例中，在方块104中在核裂变反应堆的核裂变反应堆堆芯的中央堆芯区域中的多个可裂变核燃料组件中、使可裂变核燃料材料裂变可以包括：在方块112中在中央堆芯区域中，至少生成核裂变反应堆堆芯中的预定数量功率。
参照图8C，在一些实施例中，可以在方块114中在外围堆芯区域中吸收中子。
参照图8D，在一些实施例中，在方块114中在外围堆芯区域中吸收中子可以包括：在方块116中在外围堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的其它几个中吸收中子。
参照图8E，在一些实施例中，在方块116中在外围堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的其它几个中吸收中子可以包括：在方块118中在外围堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的其它几个中，再生可裂变材料。
参照图8F，在一些实施例中，在方块114中在外围堆芯区域中吸收中子可以包括：在方块120中在外围堆芯区域中的多个中子吸收组件中吸收中子。
参照图8G，在一些实施例中，在方块120中在外围堆芯区域中的多个中子吸收组件中吸收中子可以包括：在方块122中在外围堆芯区域中的多个中子吸收组件中吸收中子，以便在外围堆芯区域中产生的功率保持在预定功率水平以下。
参照图8H，在一些实施例中，在方块114中在外围堆芯区域中吸收中子可以包括：在方块124中在外围堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的其它几个中吸收中子，以及在外围堆芯区域中的多个中子吸收组件中吸收中子。
参照图8I，在一些实施例中，在方块126中，可以在倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个之前，关闭核裂变反应堆。
参照图8J，在一些实施例中，在方块108中以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式、倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个可以包括：在方块128中以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式，在中央堆芯区域与外围堆芯区域之间倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
参照图8K，在一些实施例中，在方块108中倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个可以包括：在方块130中用中央堆芯区域的多个可转换核燃料组件的所选几个和外围堆芯区域的多个可转换核燃料组件的所选其它几个，替换中央堆芯区域的多个可裂变核燃料组件的所选几个。
参照图8L，在一些实施例中，在方块108中倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个可以包括：在方块132中倒换具有预定燃耗水平的多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
参照图8M，在一些实施例中，可以在方块134中控制中央堆芯区域中的反应性。
参照图8N，在一些实施例中，在方块134中控制中央堆芯区域中的反应性可以包括：在方块136中利用多个可移动反应性控制组件控制中央堆芯区域中的反应性。
参照图8O，在一些实施例中，在方块134中控制中央堆芯区域中的反应性可以包括：在方块138中倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
参照图8P，在一些实施例中，在方块134中控制中央堆芯区域中的反应性可以包括：在方块140中利用多个可移动反应性控制组件控制中央堆芯区域中的反应性，以及倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
参照图8Q，在一些实施例中，可以在方块142中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔，以及可以在方块144中使反应堆冷却剂流过外围堆芯区域中的第二多个反应堆冷却剂流孔。
参照图8R，在一些实施例中，在方块142中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔可以包括：在方块146中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的多个反应堆冷却剂流孔组。在一些实施例中，通过多个反应堆冷却剂流孔组的所选几个的流速可以基于多个反应堆冷却剂流孔组的所选几个的径向位置上的功率分布。在一些实施例中，通过第二多个反应堆冷却剂流孔的流速可以包括基于外围堆芯区域中的功率水平的预定流速。
参照图8S，在一些实施例中，在方块142中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔以及在方块144中使反应堆冷却剂流过外围堆芯区域中的第二多个反应堆冷却剂流孔可以包括：在方块148中保持反应堆冷却剂通过第一和第二多个反应堆冷却剂流孔的几个的基本稳定流动。
参照图8T，在一些实施例中，在方块142中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔以及在方块144中使反应堆冷却剂流过外围堆芯区域中的第二多个反应堆冷却剂流孔可以包括：在方块150中改变反应堆冷却剂通过第一和第二多个反应堆冷却剂流孔的其它几个的流动。
参照图8U，在一些实施例中，在方块142中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔以及在方块144中使反应堆冷却剂流过外围堆芯区域中的第二多个反应堆冷却剂流孔可以包括：在方块152中保持反应堆冷却剂通过第一和第二多个反应堆冷却剂流孔的几个的基本稳定流动，以及改变反应堆冷却剂通过第一和第二多个反应堆冷却剂流孔的其它几个的流动。
参照图8V，在一些实施例中，可以在方块154中改变反应堆冷却剂通过至少一个倒换核燃料组件的流动。
参照图8W，在一些实施例中，在方块154中通过至少一个倒换核燃料组件改变反应堆冷却剂的流动可以包括在方块156中旋转至少一个倒换核燃料组件。
参照图8X，在一些实施例中，可以在方块158中在外围堆芯区域中的多个位置之间移动多个中子吸收组件的几个。在一些实施例中，外围堆芯区域中的多个位置可以包括外围堆芯区域中可根据倒换到外围堆芯区域24中的几个可裂变核燃料组件的预定燃耗水平选择的多个预定径向位置。
参照图8Y，在一些实施例中，可以在方块160中以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式为倒换选择多个可裂变核燃料组件的几个和多个可转换核燃料组件的几个和其它几个。在一些实施例中，以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式为倒换选择多个可裂变核燃料组件的几个和多个可转换核燃料组件的几个和其它几个可以基于从中子通量数据、燃料组件出口温度、和燃料组件流速中选择的至少一个运行数据。
通过概述给出以及现在参照图9A，方法200是为操作核裂变反应堆而提供的。方法200从方块202开始，在方块204中，在核裂变反应堆的核裂变反应堆堆芯的中央堆芯区域中的多个可裂变核燃料组件中，使可裂变核燃料材料裂变。在方块206中，在核裂变反应堆堆芯的中央堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的几个中再生可裂变材料。在方块208中，控制中央堆芯区域中的反应性。在方块210中，在外围堆芯区域中吸收中子。在方块212中，以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式，倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。在方块214中结束该方法200。一些细节将在下面通过非限制性例子展示。
参照图9B，在一些实施例中，在方块204中在核裂变反应堆的核裂变反应堆堆芯的中央堆芯区域中的多个可裂变核燃料组件中，使可裂变核燃料材料裂变可以包括：在方块216中在中央堆芯区域中至少生成核裂变反应堆堆芯中的预定数量功率。
参照图9C，在一些实施例中，在方块210中在外围堆芯区域中吸收中子可以包括：在方块218中在外围堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的其它几个中吸收中子。
参照图9D，在一些实施例中，在方块218中在外围堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的其它几个中吸收中子可以包括：在方块220中在外围堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的其它几个中，再生可裂变材料。
参照图9E，在一些实施例中，在方块210中在外围堆芯区域中吸收中子可以包括：在方块222中在外围堆芯区域中的多个中子吸收组件中吸收中子。
参照图9F，在一些实施例中，在方块222中在外围堆芯区域中的多个中子吸收组件中吸收中子可以包括：在方块224中在外围堆芯区域中的多个中子吸收组件中吸收中子，以便在外围堆芯区域中产生的功率保持在预定功率水平以下。
参照图9G，在一些实施例中，在方块210中在外围堆芯区域中吸收中子可以包括：在方块226中在外围堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的其它几个中吸收中子，以及在外围堆芯区域中的多个中子吸收组件中吸收中子。
参照图9H，在一些实施例中，在方块228中，可以在中央堆芯区域与外围堆芯区域之间倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个之前，关闭核裂变反应堆。
参照图9I，在一些实施例中，在方块212中以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式，倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个可以包括：在方块230中以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式，在中央堆芯区域与外围堆芯区域之间倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
参照图9J，在一些实施例中，在方块212中倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个可以包括：在方块232中用中央堆芯区域的多个可转换核燃料组件的所选几个和外围堆芯区域的多个可转换核燃料组件的所选其它几个，替换中央堆芯区域的多个可裂变核燃料组件的所选几个。
参照图9K，在一些实施例中，在方块212中倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个可以包括：在方块234中倒换具有预定燃耗水平的多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
参照图9L，在一些实施例中，在方块208中控制中央堆芯区域中的反应性可以包括：在方块236中利用多个可移动反应性控制组件控制中央堆芯区域中的反应性。
参照图9M，在一些实施例中，在方块208中控制中央堆芯区域中的反应性可以包括：在方块238中倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
参照图9N，在一些实施例中，在方块208中控制中央堆芯区域中的反应性可以包括：在方块240中利用多个可移动反应性控制组件控制中央堆芯区域中的反应性，以及倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
参照图9O，在一些实施例中，可以在方块242中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔，以及可以在方块244中使反应堆冷却剂流过外围堆芯区域中的第二多个反应堆冷却剂流孔。
参照图9P，在一些实施例中，在方块242中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔可以包括：在方块246中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的多个反应堆冷却剂流孔组。在一些实施例中，通过多个反应堆冷却剂流孔组的所选几个的流速可以基于多个反应堆冷却剂流孔组的所选几个的径向位置上的功率分布。在一些实施例中，通过第二多个反应堆冷却剂流孔的流速可以包括：基于外围堆芯区域中的功率水平的预定流速。
参照图9Q，在一些实施例中，在方块242中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔以及在方块244中使反应堆冷却剂流过外围堆芯区域中的第二多个反应堆冷却剂流孔可以包括：在方块248中保持反应堆冷却剂通过第一和第二多个反应堆冷却剂流孔的几个的基本稳定流动。
参照图9R，在一些实施例中，在方块242中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔以及在方块244中使反应堆冷却剂流过外围堆芯区域中的第二多个反应堆冷却剂流孔可以包括：在方块250中改变反应堆冷却剂通过第一和第二多个反应堆冷却剂流孔的其它几个的流动。
参照图9S，在一些实施例中，在方块242中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔以及在方块244中使反应堆冷却剂流过外围堆芯区域中的第二多个反应堆冷却剂流孔可以包括：在方块252中保持反应堆冷却剂通过第一和第二多个反应堆冷却剂流孔的几个的基本稳定流动，以及改变反应堆冷却剂通过第一和第二多个反应堆冷却剂流孔的其它几个的流动。
参照图9T，在一些实施例中，可以在方块254中通过至少一个倒换核燃料组件改变反应堆冷却剂的流动。
参照图9U，在一些实施例中，在方块254中通过至少一个倒换核燃料组件改变反应堆冷却剂的流动可以包括：在方块256中旋转至少一个倒换核燃料组件。
参照图9V，在一些实施例中，可以在方块258中在外围堆芯区域中的多个位置之间移动多个中子吸收组件的几个。在一些实施例中，外围堆芯区域中的多个位置可以包括外围堆芯区域中可根据倒换到外围堆芯区域24中的几个可裂变核燃料组件的预定燃耗水平选择的多个预定径向位置。
参照图9W，在一些实施例中，可以在方块260中以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式，为倒换选择多个可裂变核燃料组件的几个和多个可转换核燃料组件的几个和其它几个。在一些实施例中，以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式、为倒换选择多个可裂变核燃料组件的几个和多个可转换核燃料组件的几个和其它几个，可以基于从中子通量数据、燃料组件出口温度、和燃料组件流速中选择的至少一个运行数据。
通过概述给出以及现在参照图10A，方法300是为管理核裂变反应堆中的过度反应性而提供的。方法300从方块302开始，在方块304中，在核裂变反应堆的反应堆堆芯的中央堆芯区域中达到具有正反应量的临界。在方块306中，增加反应量直到在反应堆堆芯中的所选几个燃料组件中达到预定燃耗水平。在方块308中，补偿反应性的增加。在方块310中结束该方法300。一些细节将在下面通过非限制性例子展示。
参照图10B，在一些实施例中，在方块306中增加反应量，直到在反应堆堆芯中的所选几个燃料组件中达到预定燃耗水平可以包括在方块312中单调地增加反应量，直到在反应堆堆芯中的所选几个燃料组件中达到预定燃耗水平。
参照图10C，在一些实施例中，在方块306中增加反应量、直到在反应堆堆芯中的所选几个燃料组件中达到预定燃耗水平可以包括：在方块314中增加反应堆堆芯的几个燃料组件中的可裂变材料数量，直到在反应堆堆芯中的所选几个燃料组件中达到预定燃耗水平。
参照图10D，在一些实施例中，在方块314中增加反应堆堆芯的几个燃料组件中的可裂变燃料数量、直到在反应堆堆芯中的所选几个燃料组件中达到预定燃耗水平可以包括：在方块316中从可转换燃料材料中再生可裂变燃料材料。
参照图10E，在一些实施例中，在方块308中补偿反应性的增加可以包括：在方块318中将中子吸收材料插入中央堆芯区域中。
参照图10F，在一些实施例中，在方块318中将中子吸收材料插入中央堆芯区域中可以包括：在方块320中将控制棒插入中央堆芯区域中。
参照图10G，在一些实施例中，在方块318中将中子吸收材料插入中央堆芯区域中可以包括：在方块322中用来自反应堆堆芯的外围堆芯区域的可转换燃料组件，替换反应堆堆芯的中央堆芯区域中的所选可裂变燃料组件。
参照图10H，在一些实施例中，在方块318中将中子吸收材料插入中央堆芯区域中可以包括：在方块324中将控制棒插入中央堆芯区域中，以及用来自反应堆堆芯的外围堆芯区域的可转换燃料组件，替换反应堆堆芯的中央堆芯区域中的所选可裂变燃料组件。
与本说明书有关和/或列在任何申请数据表中的上面所有美国专利、美国专利申请公告、美国专利申请、外国专利、外国专利申请和非专利公告都以不与本文相抵触的程度通过引用并入本文中。
关于本文使用的几乎任何复数和/或单数术语，本领域的普通技术人员都可以与上下文和/或应用相称地将复数转成单数和/或将单数转成复数。为了清晰起见，本文未明确展示各种单数/复数置换。
本文所述的主题有时例示了包含在其它不同部件内，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例示性的，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”，“可起......作用/起......作用”，“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，这样的术语（例如，“配置成”）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。
虽然已经显示和描述了本文所述的当前主题的特定方面，但对于本领域的普通技术人员来说，明显，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这样改变和修改包括在它的范围之内。本领域的普通技术人员应该明白，一般说来，用在本文中，尤其用在所述权利要求书（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”，动名词术语“含有”应该理解为动名词“至少含有”，动词术语“包括”应该理解为动词“包括但不限于”等）。本领域的普通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为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所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，本领域的普通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，这样的结构旨在本领域的普通技术人员理解该习惯用法的意义上使用（例如，“含有A、B、和C的至少一个的系统”将包括但不限于只含有A，只含有B，只含有C，一起含有A和B，一起含有A和C，一起含有B和C，和/或一起含有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，这样的结构旨在本领域的普通技术人员理解该习惯用法的意义上使用（例如，“含有A、B、或C的至少一个的系统”将包括但不限于只含有A，只含有B，只含有C，一起含有A和B，一起含有A和C，一起含有B和C，和/或一起含有A、B和C等的系统）。本领域的普通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，除非上下文另有说明。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，本领域的普通技术人员将意识到，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，除非上下文另有说明。而且，像“响应...”、“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，除非上下文另有说明。
本领域的普通技术人员将意识到，上文的特定示范性进程、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进程、设备和/或技术。
本文所述的主题的一些方面用如下编号条文展示出来:
1．一种核裂变反应堆堆芯，其包含：
中央堆芯区域，其包括：
多个可裂变核燃料组件；
多个可转换核燃料组件的几个；以及
多个可移动反应性控制组件；以及
外围堆芯区域，其包括：
多个可转换核燃料组件的其它几个；以及
多个中子吸收组件。
2．如条文1所述的核裂变反应堆堆芯，其中多个可转换核燃料组件中的可转换材料包括U238。
3．如条文2所述的核裂变反应堆堆芯，其中U238包括从天然铀和贫化铀中选择的至少一种铀。
4．如条文2所述的核裂变反应堆堆芯，其中多个核燃料组件的几个中的U238包括天然铀，而多个核燃料组件的其它几个中的U238包括贫化铀。
5．如条文1所述的核裂变反应堆堆芯，其中多个可裂变核燃料组件包括浓缩可裂变材料。
6．如条文5所述的核裂变反应堆堆芯，其中浓缩可裂变材料包括U235。
7．如条文1所述的核裂变反应堆堆芯，其中多个可裂变核燃料组件包括：
多个浓缩可裂变核燃料组件；以及
多个再生可裂变核燃料组件。
8．如条文7所述的核裂变反应堆堆芯，其中多个浓缩可裂变核燃料组件中的浓缩可裂变材料包括U235，而多个再生可裂变核燃料组件中的再生可裂变材料包括Pu239。
9．如条文7所述的核裂变反应堆堆芯，其中所述外围堆芯区域进一步包括多个再生可裂变核燃料组件的几个。
10．如条文7所述的核裂变反应堆堆芯，其中所述外围堆芯区域进一步包括至少具有预定燃耗水平的多个浓缩可裂变核燃料组件的所选几个。
11．如条文7所述的核裂变反应堆堆芯，其中所述外围堆芯区域进一步包括至少具有预定燃耗水平的多个再生可裂变核燃料组件的所选几个。
12．如条文7所述的核裂变反应堆堆芯，其中所述外围堆芯区域进一步包括具有小于预定燃耗水平的多个再生可裂变核燃料组件的几个。
13．如条文1所述的核裂变反应堆堆芯，其中：
多个可裂变核燃料组件包括多个再生可裂变核燃料组件；以及
所述外围堆芯区域包括至少具有预定燃耗水平的多个浓缩可裂变核燃料组件。
14．如条文13所述的核裂变反应堆堆芯，其中所述外围堆芯区域进一步包括多个再生可裂变核燃料组件的几个。
15．如条文14所述的核裂变反应堆堆芯，其中所述外围堆芯区域进一步包括至少具有预定燃耗水平的多个再生可裂变核燃料组件的所选几个。
16．如条文14所述的核裂变反应堆堆芯，其中所述外围堆芯区域进一步包括至少具有预定燃耗水平的多个再生可裂变核燃料组件的几个。
17．如条文1所述的核裂变反应堆堆芯，其中多个可裂变核燃料组件的至少一个包括从核裂变反应堆排放的可裂变材料。
18．如条文17所述的核裂变反应堆堆芯，其中包括从核裂变反应堆排放的可裂变材料的多个可裂变核燃料组件包括至少一个重新包壳可裂变核燃料组件。
19．如条文1所述的核裂变反应堆堆芯，进一步包含限定如下的多个燃料组件流体盛器：
所述中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔；以及
所述外围堆芯区域中的第二多个反应堆冷却剂流孔。
20．如条文19所述的核裂变反应堆堆芯，其中第一多个反应堆冷却剂流孔包括多个反应堆冷却剂流孔组。
21．如条文20所述的核裂变反应堆堆芯，其中通过多个反应堆冷却剂流孔组的所选几个的流速基于多个反应堆冷却剂流孔组的所选几个的径向位置上的功率分布。
22．如条文19所述的核裂变反应堆堆芯，其中通过多个第二反应堆冷却剂流孔的流速基于包括基于所述外围堆芯区域中的功率水平的预定流速。
23．如条文19所述的核裂变反应堆堆芯，其中第一和第二多个反应堆冷却剂流孔包括固定小孔。
24．如条文19所述的核裂变反应堆堆芯，其中第一和第二多个反应堆冷却剂流孔包括可变小孔。
25．如条文19所述的核裂变反应堆堆芯，其中第一和第二多个反应堆冷却剂流孔包括固定小孔和可变小孔。
26．如条文1所述的核裂变反应堆堆芯，其中多个可移动反应性控制组件和多个中子吸收组件包括氢化铪。
27．一种核裂变反应堆，其包含：
反应堆容器；
布置在所述反应堆容器中的核裂变反应堆堆芯，所述核裂变反应堆堆芯包括：
中央堆芯区域，其包括：
多个可裂变核燃料组件；
多个可转换核燃料组件的几个；以及
多个可移动反应性控制组件；以及
外围堆芯区域，其包括：
多个可转换核燃料组件的其它几个；以及
多个中子吸收组件；
容器内处理系统，配置成倒换多个可裂变核燃料组件的几个和多个可转换核燃料组件的几个；以及
反应堆冷却剂系统。
28．如条文27所述的核裂变反应堆，其中所述容器内处理系统被进一步配置成在所述中央堆芯区域与所述外围堆芯区域之间，倒换多个可裂变核燃料组件的几个和多个可转换核燃料组件的几个。
29．如条文27所述的核裂变反应堆，其中多个可转换核燃料组件中的可转换材料包括U238。
30．如条文29所述的核裂变反应堆，其中U238包括从天然铀和贫化铀中选择的至少一种铀。
31．如条文29所述的核裂变反应堆，其中多个核燃料组件的几个中的U238包括天然铀，而多个核燃料组件的其它几个中的U238包括贫化铀。
32．如条文27所述的核裂变反应堆，其中多个可裂变核燃料组件包括浓缩可裂变材料。
33．如条文32所述的核裂变反应堆，其中浓缩可裂变材料包括U235。
34．如条文27所述的核裂变反应堆，其中多个可裂变核燃料组件包括：
多个浓缩可裂变核燃料组件；以及
多个再生可裂变核燃料组件。
35．如条文34所述的核裂变反应堆，其中多个浓缩可裂变核燃料组件中的浓缩可裂变材料包括U235，而多个再生可裂变核燃料组件中的再生可裂变材料包括Pu239。
36．如条文34所述的核裂变反应堆，其中所述外围堆芯区域进一步包括多个再生可裂变核燃料组件的几个。
37．如条文34所述的核裂变反应堆，其中所述外围堆芯区域进一步包括至少具有预定燃耗水平的多个浓缩可裂变核燃料组件的所选几个。
38．如条文34所述的核裂变反应堆，其中所述外围堆芯区域进一步包括至少具有预定燃耗水平的多个再生可裂变核燃料组件的所选几个。
39．如条文34所述的核裂变反应堆，其中所述外围堆芯区域进一步包括具有小于预定燃耗水平的多个再生可裂变核燃料组件的几个。
40．如条文27所述的核裂变反应堆，其中：
多个可裂变核燃料组件包括多个再生可裂变核燃料组件；以及
所述外围堆芯区域包括至少具有预定燃耗水平的多个浓缩可裂变核燃料组件。
41．如条文40所述的核裂变反应堆，其中所述外围堆芯区域进一步包括多个再生可裂变核燃料组件的几个。
42．如条文41所述的核裂变反应堆，其中所述外围堆芯区域进一步包括至少具有预定燃耗水平的多个再生可裂变核燃料组件的所选几个。
43．如条文41所述的核裂变反应堆，其中所述外围堆芯区域进一步包括至少具有预定燃耗水平的多个再生可裂变核燃料组件的几个。
44．如条文27所述的核裂变反应堆，其中多个可裂变核燃料组件的至少一个包括从核裂变反应堆排放的可裂变材料。
45．如条文44所述的核裂变反应堆，其中包括从核裂变反应堆排放的可裂变材料的多个可裂变核燃料组件包括至少一个重新包壳可裂变核燃料组件。
46．如条文27所述的核裂变反应堆，进一步包含限定如下的多个燃料组件流体盛器：
所述中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔；以及
所述外围堆芯区域中的第二多个反应堆冷却剂流孔。
47．如条文46所述的核裂变反应堆，其中第一多个反应堆冷却剂流孔包括多个反应堆冷却剂流孔组。
48．如条文47所述的核裂变反应堆，其中通过多个反应堆冷却剂流孔组的所选几个的流速基于多个反应堆冷却剂流孔组的所选几个的径向位置上的功率分布。
49．如条文46所述的核裂变反应堆，其中通过多个第二反应堆冷却剂流孔的流速基于包括基于所述外围堆芯区域中的功率水平的预定流速。
50．如条文46所述的核裂变反应堆，其中第一和第二多个反应堆冷却剂流孔包括固定小孔。
51．如条文46所述的核裂变反应堆，其中第一和第二多个反应堆冷却剂流孔包括可变小孔。
52．如条文46所述的核裂变反应堆，其中第一和第二多个反应堆冷却剂流孔包括固定小孔和可变小孔。
53．如条文27所述的核裂变反应堆，其中所述容器内处理系统被进一步配置成在所述外围堆芯区域中的多个位置之间，移动多个中子吸收组件的几个。
54．如条文53所述的核裂变反应堆，其中所述外围堆芯区域中的多个位置包括所述外围堆芯区域中的多个预定径向位置，所述多个预定径向位置可根据处在所述外围堆芯区域中的核燃料组件的预定燃耗水平选择。
55．如条文27所述的核裂变反应堆，其中所述容器内处理系统被进一步配置成旋转多个中子吸收组件的几个。
56．如条文27所述的核裂变反应堆，其中所述容器内处理系统被进一步配置成在所述中央堆芯区域与所述反应堆容器在所述核裂变反应堆堆芯外部的部分之间，倒换多个可裂变核燃料组件的几个和多个可转换核燃料组件的几个。
57．如条文27所述的核裂变反应堆，其中多个可移动反应性控制组件和多个中子吸收组件包括氢化铪。
58．如条文27所述的核裂变反应堆，其中所述反应堆冷却剂系统包括布置在所述反应堆容器中的液态钠池，所述核裂变反应堆堆芯浸没在所述液态钠池中。
59．如条文58所述的核裂变反应堆，其中所述反应堆冷却剂系统进一步包括布置在所述液态钠池中的至少一个热交换器。
60．如条文59所述的核裂变反应堆，其中所述至少一个热交换器包括至少一个中间热交换器。
61．如条文59所述的核裂变反应堆，进一步包含：
与所述至少一个热交换器热连通的至少一个蒸汽发生器。
62．如条文27所述的核裂变反应堆，进一步包含：
衰变热移除系统。
63．一种核裂变反应堆，其包含：
反应堆容器；
布置在所述反应堆容器中的核裂变反应堆堆芯，所述核裂变反应堆堆芯包括：
中央堆芯区域，其包括：
多个可裂变核燃料组件；
多个可转换核燃料组件的几个；以及
多个可移动反应性控制组件；以及
外围堆芯区域，其包括：
多个可转换核燃料组件的其它几个；以及
多个中子吸收组件；
容器内处理系统，配置成倒换多个可裂变核燃料组件的几个和多个可转换核燃料组件的几个；
反应堆冷却剂系统；
限定如下的多个燃料组件流体盛器：
所述中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔；以及
所述外围堆芯区域中的第二多个反应堆冷却剂流孔；以及
衰变热移除系统。
64．如条文63所述的核裂变反应堆，其中所述容器内处理系统被进一步配置成在所述中央堆芯区域与所述外围堆芯区域之间，倒换多个可裂变核燃料组件的几个和多个可转换核燃料组件的几个。
65．如条文63所述的核裂变反应堆，其中多个可转换核燃料组件中的可转换材料包括U238。
66．如条文65所述的核裂变反应堆，其中U238包括从天然铀和贫化铀中选择的至少一种铀。
67．如条文65所述的核裂变反应堆，其中多个核燃料组件的几个中的U238包括天然铀，而多个核燃料组件的其它几个中的U238包括贫化铀。
68．如条文63所述的核裂变反应堆，其中多个可裂变核燃料组件包括浓缩可裂变材料。
69．如条文68所述的核裂变反应堆，其中浓缩可裂变材料包括U235。
70．如条文63所述的核裂变反应堆，其中多个可裂变核燃料组件包括：
多个浓缩可裂变核燃料组件；以及
多个再生的可裂变核燃料组件。
71．如条文70所述的核裂变反应堆，其中多个浓缩可裂变核燃料组件中的浓缩可裂变材料包括U235，而多个再生可裂变核燃料组件中的再生可裂变材料包括Pu239。
72．如条文70所述的核裂变反应堆，其中所述外围堆芯区域进一步包括多个再生可裂变核燃料组件的几个。
73．如条文70所述的核裂变反应堆，其中所述外围堆芯区域进一步包括至少具有预定燃耗水平的多个浓缩可裂变核燃料组件的所选几个。
74．如条文70所述的核裂变反应堆，其中所述外围堆芯区域进一步包括至少具有预定燃耗水平的多个再生可裂变核燃料组件的所选几个。
75．如条文70所述的核裂变反应堆，其中所述外围堆芯区域进一步包括具有小于预定燃耗水平的多个再生可裂变核燃料组件的几个。
76．如条文63所述的核裂变反应堆，其中：
多个可裂变核燃料组件包括多个再生可裂变核燃料组件；以及
所述外围堆芯区域包括至少具有预定燃耗水平的多个浓缩可裂变核燃料组件。
77．如条文76所述的核裂变反应堆，其中所述外围堆芯区域进一步包括多个再生可裂变核燃料组件的几个。
78．如条文77所述的核裂变反应堆，其中所述外围堆芯区域进一步包括至少具有预定燃耗水平的多个再生可裂变核燃料组件的所选几个。
79．如条文77所述的核裂变反应堆，其中所述外围堆芯区域进一步包括至少具有预定燃耗水平的多个再生可裂变核燃料组件的几个。
80．如条文63所述的核裂变反应堆，其中多个可裂变核燃料组件的至少一个包括从核裂变反应堆排放的可裂变材料。
81．如条文80所述的核裂变反应堆，其中包括从核裂变反应堆排放的可裂变材料的多个可裂变核燃料组件包括至少一个重新包壳可裂变核燃料组件。
82．如条文63所述的核裂变反应堆，其中第一多个反应堆冷却剂流孔包括多个反应堆冷却剂流孔组。
83．如条文82所述的核裂变反应堆，其中通过多个反应堆冷却剂流孔组的所选几个的流速基于多个反应堆冷却剂流孔组的所选几个的径向位置上的功率分布。
84．如条文63所述的核裂变反应堆，其中通过多个第二反应堆冷却剂流孔的流速基于包括基于所述外围堆芯区域中的功率水平的预定流速。
85．如条文63所述的核裂变反应堆，其中第一和第二多个反应堆冷却剂流孔包括固定小孔。
86．如条文63所述的核裂变反应堆，其中第一和第二多个反应堆冷却剂流孔包括可变小孔。
87．如条文63所述的核裂变反应堆，其中第一和第二多个反应堆冷却剂流孔包括固定小孔和可变小孔。
88．如条文63所述的核裂变反应堆，其中所述容器内处理系统被进一步配置成在所述外围堆芯区域中的多个位置之间移动多个中子吸收组件的几个。
89．如条文88所述的核裂变反应堆，其中所述外围堆芯区域中的多个位置包括所述外围堆芯区域中的多个预定径向位置，所述多个预定径向位置可根据处在所述外围堆芯区域中的核燃料组件的预定燃耗水平选择。
90．如条文63所述的核裂变反应堆，其中所述容器内处理系统被进一步配置成旋转多个中子吸收组件的几个。
91．如条文63所述的核裂变反应堆，其中所述容器内处理系统被进一步配置成在所述中央堆芯区域与所述反应堆容器在所述核裂变反应堆堆芯外部的部分之间，倒换多个可裂变核燃料组件的几个和多个可转换核燃料组件的几个。
92．如条文63所述的核裂变反应堆，其中多个可移动反应性控制组件和多个中子吸收组件包括氢化铪。
93．如条文63所述的核裂变反应堆，其中所述反应堆冷却剂系统包括布置在反应堆容器中的液态钠池，所述核裂变反应堆堆芯浸没在所述液态钠池中
94．如条文93所述的核裂变反应堆，其中所述反应堆冷却剂系统进一步包括布置在所述液态钠池中的至少一个热交换器。
95．如条文94所述的核裂变反应堆，其中所述至少一个热交换器包括至少一个中间热交换器。
96．如条文94所述的核裂变反应堆，进一步包含：
与所述至少一个热交换器热连通的至少一个蒸汽发生器。
97．一种操作核裂变反应堆的方法，该方法包含：
在核裂变反应堆的核裂变反应堆堆芯的中央堆芯区域中的多个可裂变核燃料组件中，使可裂变核燃料材料裂变；
在核裂变反应堆堆芯的中央堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的几个中，再生可裂变材料；以及
以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式，倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
98．如条文97所述的方法，其中在核裂变反应堆的核裂变反应堆堆芯的中央堆芯区域中的多个可裂变核燃料组件中使可裂变核燃料材料裂变包括：在所述中央堆芯区域中，至少生成核裂变反应堆堆芯中的预定数量功率。
99．如条文97所述的方法，其中在外围堆芯区域中吸收中子。
100．如条文99所述的方法，其中在外围堆芯区域中吸收中子包括在外围堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的其它几个中吸收中子。
101．如条文100所述的方法，其中在外围堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的其它几个中吸收中子包括：在外围堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的其它几个中，再生可裂变材料。
102．如条文99所述的方法，其中在外围堆芯区域中吸收中子包括在外围堆芯区域中的多个中子吸收组件中吸收中子。
103．如条文102所述的方法，其中在外围堆芯区域中的多个中子吸收组件中吸收中子包括：在外围堆芯区域中的多个中子吸收组件中吸收中子，以便在外围堆芯区域中产生的功率保持在预定功率水平以下。
104．如条文99所述的方法，其中在外围堆芯区域中吸收中子包括：在外围堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的其它几个中吸收中子，以及在外围堆芯区域中的多个中子吸收组件中吸收中子。
105．如条文97所述的方法，进一步包含：
在倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个之前，关闭核裂变反应堆。
106．如条文97所述的方法，其中以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式、倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个包括：以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式，在中央堆芯区域与外围堆芯区域之间，倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
107．如条文97所述的方法，其中倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个包括：用中央堆芯区域的多个可转换核燃料组件的所选几个和外围堆芯区域的多个可转换核燃料组件的所选其它几个，替换中央堆芯区域的多个可裂变核燃料组件的所选几个。
108．如条文97所述的方法，其中倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个包括：倒换具有预定燃耗水平的多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
109．如条文97所述的方法，进一步包含：
控制中央堆芯区域中的反应性。
110．如条文109所述的方法，其中控制中央堆芯区域中的反应性包括：利用多个可移动反应性控制组件控制中央堆芯区域中的反应性。
111．如条文109所述的方法，其中控制中央堆芯区域中的反应性包括：倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
112．如条文109所述的方法，其中控制中央堆芯区域中的反应性包括：利用多个可移动反应性控制组件控制中央堆芯区域中的反应性，以及倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
113．如条文97所述的方法，进一步包含：
使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔；以及
使反应堆冷却剂流过外围堆芯区域中的第二多个反应堆冷却剂流孔。
114．如条文113所述的方法，其中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔包括：使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的多个反应堆冷却剂流孔组。
115．如条文114所述的方法，其中通过多个反应堆冷却剂流孔组的所选几个的流速基于多个反应堆冷却剂流孔组的所选几个的径向位置上的功率分布。
116．如条文113所述的方法，其中通过第二多个反应堆冷却剂流孔的流速包括基于外围堆芯区域中的功率水平的预定流速。
117．如条文113所述的方法，其中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔、以及使反应堆冷却剂流过外围堆芯区域中的第二多个反应堆冷却剂流孔包括：保持反应堆冷却剂通过第一和第二多个反应堆冷却剂流孔的几个的基本稳定流动。
118．如条文113所述的方法，其中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔、以及使反应堆冷却剂流过外围堆芯区域中的第二多个反应堆冷却剂流孔包括：改变反应堆冷却剂通过第一和第二多个反应堆冷却剂流孔的其它几个的流动。
119．如条文113所述的方法，其中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔、以及使反应堆冷却剂流过外围堆芯区域中的第二多个反应堆冷却剂流孔包括：保持反应堆冷却剂通过第一和第二多个反应堆冷却剂流孔的几个的基本稳定流动，以及改变反应堆冷却剂通过第一和第二多个反应堆冷却剂流孔的其它几个的流动。
120．如条文113所述的方法，进一步包含：
改变反应堆冷却剂通过至少一个倒换核燃料组件的流动。
121．如条文120所述的方法，其中通过至少一个倒换核燃料组件改变反应堆冷却剂的流动包括：旋转至少一个倒换核燃料组件。
122．如条文102所述的方法，进一步包含：
在外围堆芯区域中的多个位置之间，移动多个中子吸收组件的几个。
123．如条文122所述的方法，其中外围堆芯区域中的多个位置包括外围堆芯区域中的多个预定径向位置，所述多个预定径向位置可根据倒换到外围堆芯区域中的几个可裂变核燃料组件的预定燃耗水平选择。
124．如条文97所述的方法，进一步包含：
以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式，为倒换选择多个可裂变核燃料组件的几个和多个可转换核燃料组件的几个和其它几个。
125．如条文124所述的方法，其中以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式、为倒换选择多个可裂变核燃料组件的几个和多个可转换核燃料组件的几个和其它几个，是基于从中子通量数据、燃料组件出口温度、和燃料组件流速中选择的至少一个运行数据。
126．一种操作核裂变反应堆的方法，该方法包含：
在核裂变反应堆的核裂变反应堆堆芯的中央堆芯区域中的多个可裂变核燃料组件中，使可裂变核燃料材料裂变；
在核裂变反应堆堆芯的中央堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的几个中，再生可裂变材料；
控制中央堆芯区域中的反应性；
在外围堆芯区域中吸收中子；以及
以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式，倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
127．如条文126所述的方法，其中在核裂变反应堆的核裂变反应堆堆芯的中央堆芯区域中的多个可裂变核燃料组件中、使可裂变核燃料材料裂变包括：在中央堆芯区域中，至少生成核裂变反应堆堆芯中的预定数量功率。
128．如条文126所述的方法，其中在外围堆芯区域中吸收中子包括：在外围堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的其它几个中吸收中子。
129．如条文128所述的方法，其中在外围堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的其它几个中吸收中子包括：在外围堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的其它几个中，再生可裂变材料。
130．如条文126所述的方法，其中在外围堆芯区域中吸收中子包括：在外围堆芯区域中的多个中子吸收组件中吸收中子。
131．如条文130所述的方法，其中在外围堆芯区域中的多个中子吸收组件中吸收中子包括：在外围堆芯区域中的多个中子吸收组件中吸收中子，以便在外围堆芯区域中产生的功率保持在预定功率水平以下。
132．如条文126所述的方法，其中在外围堆芯区域中吸收中子包括：在外围堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的其它几个中吸收中子，以及在外围堆芯区域中的多个中子吸收组件中吸收中子。
133．如条文126所述的方法，进一步包含：
在中央堆芯区域与外围堆芯区域之间倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个之前，关闭核裂变反应堆。
134．如条文126所述的方法，其中以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式、倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个包括：以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式，在中央堆芯区域与外围堆芯区域之间，倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
135．如条文126所述的方法，其中倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个包括：用中央堆芯区域的多个可转换核燃料组件的所选几个和外围堆芯区域的多个可转换核燃料组件的所选其它几个，替换中央堆芯区域的多个可裂变核燃料组件的所选几个。
136．如条文126所述的方法，其中倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个包括：倒换具有预定燃耗水平的多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
137．如条文126所述的方法，其中控制中央堆芯区域中的反应性包括：利用多个可移动反应性控制组件控制中央堆芯区域中的反应性。
138．如条文126所述的方法，其中控制中央堆芯区域中的反应性包括：倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
139．如条文126所述的方法，其中控制中央堆芯区域中的反应性包括：利用多个可移动反应性控制组件控制中央堆芯区域中的反应性，以及倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
140．如条文126所述的方法，进一步包含：
使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔；以及
使反应堆冷却剂流过外围堆芯区域中的第二多个反应堆冷却剂流孔。
141．如条文140所述的方法，其中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔包括：使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的多个反应堆冷却剂流孔组。
142．如条文141所述的方法，其中通过多个反应堆冷却剂流孔组的所选几个的流速基于多个反应堆冷却剂流孔组的所选几个的径向位置上的功率分布。
143．如条文140所述的方法，其中通过第二多个反应堆冷却剂流孔的流速包括基于外围堆芯区域中的功率水平的预定流速。
144．如条文140所述的方法，其中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔、以及使反应堆冷却剂流过外围堆芯区域中的第二多个反应堆冷却剂流孔包括：保持反应堆冷却剂通过第一和第二多个反应堆冷却剂流孔的几个的基本稳定流动。
145．如条文140所述的方法，其中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔、以及使反应堆冷却剂流过外围堆芯区域中的第二多个反应堆冷却剂流孔包括：改变反应堆冷却剂通过第一和第二多个反应堆冷却剂流孔的其它几个的流动。
146．如条文140所述的方法，其中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔、以及使反应堆冷却剂流过外围堆芯区域中的第二多个反应堆冷却剂流孔包括：保持反应堆冷却剂通过第一和第二多个反应堆冷却剂流孔的几个的基本稳定流动，以及改变反应堆冷却剂通过第一和第二多个反应堆冷却剂流孔的其它几个的流动。
147．如条文140所述的方法，进一步包含：
改变反应堆冷却剂通过至少一个倒换核燃料组件的流动。
148．如条文147所述的方法，其中通过至少一个倒换核燃料组件改变反应堆冷却剂的流动包括：旋转至少一个倒换核燃料组件。
149．如条文130所述的方法，进一步包含：在外围堆芯区域中的多个位置之间，移动多个中子吸收组件的几个。
150．如条文149所述的方法，其中外围堆芯区域中的多个位置包括外围堆芯区域中的多个预定径向位置，所述多个预定径向位置可根据倒换到外围堆芯区域中的几个可裂变核燃料组件的预定燃耗水平选择。
151．如条文126所述的方法，进一步包含：
以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式，为倒换选择多个可裂变核燃料组件的几个和多个可转换核燃料组件的几个和其它几个。
152．如条文151所述的方法，其中以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式，为倒换选择多个可裂变核燃料组件的几个和多个可转换核燃料组件的几个和其它几个，是基于从中子通量数据、燃料组件出口温度、和燃料组件流速中选择的至少一个运行数据。
153．一种管理核裂变反应堆中的过度反应性的方法，该方法包含：
在核裂变反应堆的反应堆堆芯的中央堆芯区域中，达到具有正反应量的临界；
增加反应量，直到在反应堆堆芯中的所选几个燃料组件中达到预定燃耗水平；以及
补偿反应性的增加。
154．如条文153所述的方法，其中增加反应量、直到在反应堆堆芯中的所选几个燃料组件中达到预定燃耗水平包括：单调地增加反应量，直到在反应堆堆芯中的所选几个燃料组件中达到预定燃耗水平。
155．如条文153所述的方法，其中增加反应量、直到在反应堆堆芯中的所选几个燃料组件中达到预定燃耗水平包括：增加反应堆堆芯的几个燃料组件中的可裂变燃料数量，直到在反应堆堆芯中的所选几个燃料组件中达到预定燃耗水平。
156．如条文155所述的方法，其中增加反应堆堆芯的几个燃料组件中的可裂变燃料数量、直到在反应堆堆芯中的所选几个燃料组件中达到预定燃耗水平包括：从可转换燃料材料中再生可裂变燃料材料。
157．如条文153所述的方法，其中补偿反应性的增加包括：将中子吸收材料插入中央堆芯区域中。
158．如条文157所述的方法，其中将中子吸收材料插入中央堆芯区域中包括：将控制棒插入中央堆芯区域中。
159．如条文157所述的方法，其中将中子吸收材料插入中央堆芯区域中包括：用来自反应堆堆芯的外围区域的可转换燃料组件，替换中央堆芯区域中的所选可裂变燃料组件。
160．如条文157所述的方法，其中将中子吸收材料插入中央堆芯区域中包括：将控制棒插入中央堆芯区域中，以及用来自反应堆堆芯的外围区域的可转换燃料组件，替换中央堆芯区域中的所选可裂变燃料组件。
虽然本文已经公开了各个方面和实施例，但其它方面和实施例对于本领域的普通技术人员来说是明显的。本文公开的各个方面和实施例只是为了例示的目的，而不是打算限制本发明，本发明的真正范围和精神由如下权利要求书指出。

Claims (37)

1.一种核裂变反应堆，其包含：
反应堆容器；
核裂变反应堆堆芯，其包含：
中央堆芯区域，其包括：
多个可裂变核燃料组件；
多个可转换核燃料组件的几个；以及
多个可移动反应性控制组件；以及
外围堆芯区域，其包括：
多个可转换核燃料组件的其它几个；以及
多个中子吸收组件；
容器内处理系统，其包括：
与核裂变反应堆堆芯的顶部垂直隔开的两个旋转插头；
偏移臂机，所述偏移臂机通过旋转插头的一个延伸到核裂变反应堆堆芯的顶部并且可通过所述旋转插头的一个旋转；
直拉机，所述直拉机通过旋转插头的另一个延伸到核裂变反应堆堆芯的顶部；其中，所述偏移臂机和直拉机的下端包括适当夹持设备，所述夹持设备能够夹住所选可裂变核燃料组件和可转换核燃料组件，旋转所述旋转插头以及偏移臂机允许将偏移臂机和直拉机定位到任何所希望位置上，用于倒换多个可裂变核燃料组件的几个和多个可转换核燃料组件的几个，以便建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波；以及
反应堆冷却剂系统。
2.如权利要求1所述的核裂变反应堆，其中所述容器内处理系统被进一步配置成，在所述中央堆芯区域与所述外围堆芯区域之间，倒换多个可裂变核燃料组件的几个和多个可转换核燃料组件的几个。
3.如权利要求1所述的核裂变反应堆堆芯，其中所述容器内处理系统被进一步配置成，在所述外围堆芯区域中的多个位置之间，移动多个中子吸收组件的几个，所述多个位置根据处在所述外围堆芯区域中的核燃料组件的预定燃耗水平可选择。
4.如权利要求1所述的核裂变反应堆，其中所述反应堆冷却剂系统包括布置在所述反应堆容器中的液态钠池，所述核裂变反应堆堆芯浸没在所述液态钠池中。
5.如权利要求4所述的核裂变反应堆，其中所述反应堆冷却剂系统进一步包括布置在所述液态钠池中的至少一个热交换器。
6.如权利要求5所述的核裂变反应堆，进一步包含：
与所述至少一个热交换器热连通的至少一个蒸汽发生器。
7.一种操作核裂变反应堆的方法，该方法包含：
在核裂变反应堆的核裂变反应堆堆芯的中央堆芯区域中的多个可裂变核燃料组件中，使可裂变核燃料材料裂变；
在核裂变反应堆堆芯的中央堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的几个中，再生可裂变材料；以及
以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式，倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
8.如权利要求7所述的方法，其中在核裂变反应堆的核裂变反应堆堆芯的中央堆芯区域中的多个可裂变核燃料组件中，使可裂变核燃料材料裂变包括：在所述中央堆芯区域中至少生成核裂变反应堆堆芯中的预定数量功率。
9.如权利要求7所述的方法，进一步包括：在外围堆芯区域中吸收中子。
10.如权利要求9所述的方法，其中在外围堆芯区域中吸收中子包括：在外围堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的其它几个中吸收中子。
11.如权利要求10所述的方法，其中在外围堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的其它几个中吸收中子包括：在外围堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的其它几个中再生可裂变材料。
12.如权利要求9所述的方法，其中在外围堆芯区域中吸收中子包括：在外围堆芯区域中的多个中子吸收组件中吸收中子。
13.如权利要求9所述的方法，其中在外围堆芯区域中吸收中子包括：在外围堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的其它几个中吸收中子，并且在外围堆芯区域中的多个中子吸收组件中吸收中子。
14.如权利要求7所述的方法，进一步包含：
在倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个之前，关闭核裂变反应堆。
15.如权利要求7所述的方法，其中以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式、倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个包括：以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式，在中央堆芯区域与外围堆芯区域之间，倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
16.如权利要求7所述的方法，其中倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个包括：用中央堆芯区域的多个可转换核燃料组件的所选几个和外围堆芯区域的多个可转换核燃料组件的所选其它几个，替换中央堆芯区域的多个可裂变核燃料组件的所选几个。
17.如权利要求7所述的方法，进一步包含：
控制中央堆芯区域中的反应性。
18.如权利要求17所述的方法，其中控制中央堆芯区域中的反应性包括：利用多个可移动反应性控制组件控制中央堆芯区域中的反应性。
19.如权利要求17所述的方法，其中控制中央堆芯区域中的反应性包括：倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
20.如权利要求17所述的方法，其中控制中央堆芯区域中的反应性包括：利用多个可移动反应性控制组件控制中央堆芯区域中的反应性，以及倒换多个可裂变核燃料组件的所选几个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
21.如权利要求17所述的方法，进一步包含：
使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔；以及
使反应堆冷却剂流过外围堆芯区域中的第二多个反应堆冷却剂流孔。
22.如权利要求21所述的方法，其中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔包括：使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的多个反应堆冷却剂流孔组。
23.如权利要求22所述的方法，其中通过第二多个反应堆冷却剂流孔的流速包括基于外围堆芯区域中的功率水平的预定流速。
24.如权利要求21所述的方法，其中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔、以及使反应堆冷却剂流过外围堆芯区域中的第二多个反应堆冷却剂流孔包括：保持反应堆冷却剂通过第一和第二多个反应堆冷却剂流孔的几个的基本稳定流动。
25.如权利要求21所述的方法，其中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔、以及使反应堆冷却剂流过外围堆芯区域中的第二多个反应堆冷却剂流孔包括：改变反应堆冷却剂通过第一和第二多个反应堆冷却剂流孔的其它几个的流动。
26.如权利要求21所述的方法，其中使反应堆冷却剂流过中央堆芯区域中的第一多个反应堆冷却剂流孔、以及使反应堆冷却剂流过外围堆芯区域中的第二多个反应堆冷却剂流孔包括：保持反应堆冷却剂通过第一和第二多个反应堆冷却剂流孔的几个的基本稳定流动，以及改变反应堆冷却剂通过第一和第二多个反应堆冷却剂流孔的其它几个的流动。
27.如权利要求21所述的方法，进一步包含：
改变反应堆冷却剂通过至少一个倒换的核燃料组件的流动。
28.如权利要求7所述的方法，进一步包含：
以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式，为倒换选择多个可裂变核燃料组件的几个和多个可转换核燃料组件的几个和其它几个。
29.如权利要求28所述的方法，其中以建立再生可裂变核燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式、为倒换选择多个可裂变核燃料组件的几个和多个可转换核燃料组件的几个和其它几个，是基于从中子通量数据、燃料组件出口温度、和燃料组件流速中选择的至少一个运行数据。
30.一种管理如权利要求1-6的任一所述的核裂变反应堆中的过度反应性的方法，该方法包含：
在核裂变反应堆的反应堆堆芯的中央堆芯区域中，达到具有正反应量的临界；
增加反应量，直到在反应堆堆芯中的所选几个燃料组件中达到预定燃耗水平；以及
补偿反应性的增加。
31.如权利要求30所述的方法，其中增加反应量、直到在反应堆堆芯中的所选几个燃料组件中达到预定燃耗水平包括：单调地增加反应量，直到在反应堆堆芯中的所选几个燃料组件中达到预定燃耗水平。
32.如权利要求30所述的方法，其中增加反应量、直到在反应堆堆芯中的所选几个燃料组件中达到预定燃耗水平包括：增加反应堆堆芯的几个燃料组件中的可裂变燃料数量，直到在反应堆堆芯中的所选几个燃料组件中达到预定燃耗水平。
33.如权利要求32所述的方法，其中增加反应堆堆芯的几个燃料组件中的可裂变燃料数量、直到在反应堆堆芯中的所选几个燃料组件中达到预定燃耗水平包括：从可转换燃料材料中再生可裂变燃料材料。
34.如权利要求30所述的方法，其中补偿反应性的增加包括：将中子吸收材料插入中央堆芯区域中。
35.如权利要求34所述的方法，其中将中子吸收材料插入中央堆芯区域中包括：将控制棒插入中央堆芯区域中。
36.如权利要求34所述的方法，其中将中子吸收材料插入中央堆芯区域中包括：用来自反应堆堆芯的外围区域的可转换燃料组件，替换中央堆芯区域中的所选可裂变燃料组件。
37.如权利要求34所述的方法，其中将中子吸收材料插入中央堆芯区域中包括：将控制棒插入中央堆芯区域中，并且用来自反应堆堆芯的外围区域的可转换燃料组件，替换中央堆芯区域中的所选可裂变燃料组件。
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