CN102906821B - 模块化核裂变废料转化反应堆 - Google Patents
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Abstract
一种在将U-238和/或其他增殖性废料转化为可裂变核素时持续产生可用能量的模块化核废料转化反应堆。该反应堆具有高度均匀的、自动控制的具有数十年寿命的堆芯(2)并且运行期间在活性区界限内不需要反应性控制装置来保持足够的安全性。示例性实施方案采用高温氦气冷却剂、双区段(22)的初始环形临界堆芯、碳化物燃料、裂变产物气体收集系统、陶瓷包壳和结构内件来建立模块化反应堆设计，其从一代到下一代只用添加最少量的增殖性材料就能在多代反应堆堆芯上经济地产生能量。
Description
相关申请
本申请要求2010年2月4日提交的美国临时申请No.61/301,554和2010年2月18日提交的美国临时申请No.61/305,799的优先权，其公开内容通过引用并入本文。
技术领域
本申请涉及核反应堆及其运行的方法，并且更特别地涉及在没有换料的情况下能够运行延长时间段的核反应堆。
背景技术
用于长期运行的自动化核反应堆的概念是Edward Teller等人于1996年1月的文章的主题，该主题的重点是在无需使用核燃料波再加工的增殖概念，所述核燃料波从存在本质上临界的浓缩裂变材料的初始裂变区行进到增殖材料中，将主要的裂变反应从整个反应堆堆芯内的一个位置转移到另一个位置。本概念进一步由1996年该文献的一些作者和其他人开发，导致在一系列公开的美国申请(包括申请No.2008/0123796、2008/0232525和2009/0080587)中公开描述这种行进波反应堆。
本发明涉及以不同方式提供模块化核裂变废料转化反应堆的目的，该反应堆可以在没有换料的情况下运行数十年，在其寿命期内持续生产动力并且使得乏燃料的最终堆芯适于再使用，其包含的裂变材料与初始堆芯中存在的一样多或比其更多。
发明概述
下文中公开的示例性实施方案提供了模块化核废料转化反应堆及其运行方法。这些示例性实施方案包括而不仅限于高温氦气冷却剂、对准的双区段环形段堆芯、经多代反应堆堆芯提供能量的碳化物燃料、裂变产物气体收集系统、陶瓷包壳和示意性结构内件布置。
在具体的一方面中，本发明提供了设计为在没有换料的情况下运行十年或更久的核裂变反应堆，该反应堆包含：反应堆容器；在所述容器内的中心堆芯，用于经由所述堆芯中裂变反应产生热，该堆芯包含一个或更多个初始裂变段和侧翼转化段，所述一个或更多个初始裂变段在中心堆芯的整个寿命期内保留临界堆芯区域的活性整体部分；氦气循环系统，用于通过氦气进出所述容器的循环从所述堆芯中提取热，以维持堆芯温度在约700℃至1000℃之间并且在所述容器外部从所述热氦气中产生动力，所述堆芯的所述一个或更多个初始裂变段包含碳化硅容器形式的燃料元件，所述碳化硅容器包含含有碳化物裂变和增殖核素的烧结燃料体；以及在正常运行期间用于将挥发性裂变产物从所述燃料元件中收回的系统。
在另一具体的方面中，本发明提供了设计为在没有换料的情况下运行十年或更久的核裂变废料转化反应堆，该反应堆包含：反应堆容器；在所述容器内的中心堆芯，用于经由所述堆芯中的裂变反应产生热，该堆芯包含一个或更多个初始裂变段和侧翼转化段，所述一个或更多个初始裂变段在中心堆芯的整个寿命期内保留部分临界中心堆芯；氦气循环系统，用于通过氦气进出所述容器的循环来从所述堆芯中提取热，以维持堆芯温度在约700℃至1000℃之间并且在所述容器外部从所述热氦气中产生动力，所述堆芯包含碳化硅容器形式的多个燃料元件，所述碳化硅容器封装碳化物裂变和/或增殖核素的烧结体；以及在正常运行期间用于将挥发性裂变产物从所述燃料元件中收回的系统。
在另一具体的方面中，本发明提供了设计为在没有换料的情况下运行十年或更久的核裂变反应堆，该反应堆包含：(1)反应堆容器；(2)在所述容器内的中心堆芯，用于经由在其中的裂变反应产生热，所述堆芯包含(a)位于两个垂直间隔开的水平区域中的两个初始裂变段，而每一个水平区域包含通常为环形区域的碳化物裂变燃料烧结体，以及(b)包含含有增殖燃料烧结体的水平区域的多个转化段，所述转化段水平区域位于包含所述两个初始裂变段的所述两个水平区域上方、之间和下方，所述两个初始裂变段在中心堆芯的整个寿命期内保留临界堆芯区域的活性整体部分；(3)氦气循环系统，用于通过氦气进出所述容器的循环来从所述堆芯中提取热，以维持堆芯温度在约700℃至1000℃之间并且在所述容器外部从所述热氦气产生动力；以及(4)在正常运行期间用于将挥发性裂变产物从所述燃料烧结体中收回的系统。
在另一具体的方面中，本发明提供了多代反应堆，其中第一代反应堆堆芯具有包含武器级钚(WPu)等的下游混合物和/或低浓缩铀(LEU)的裂变燃料段，并且其中后代反应堆堆芯包含从前代反应堆卸下的与一些裂变产物分离的重金属。
在另一方面中，本发明提供了具有包含初始裂变区和增殖区的堆芯的反应堆，所述增殖区包含乏核燃料(SNF)、贫铀(DU)和/或天然铀，该反应堆运行的燃料利用率和燃料燃耗值超出常规的轻水反应堆(LWR)两倍。
在另一方面，本发明还提供了可以被运送到地点的小型反应堆，该反应堆被设计为在没有燃料元件的换料或倒料并且无需控制毒害的情况下维持接近整数的平台反应性超过20年，并且能够利用多种核燃料和废料，例如从已经移除包壳的LWR中排出但未再加工的燃料。
在另一方面，本发明还提供了可以工厂装配的小型反应堆，其在中心堆芯中使用小型浓缩铀临界区以将DU转化为钚，从而使临界堆芯区域向外扩张贯穿中心堆芯到达现转化的增殖区，同时在没有换料或燃料倒料并且不控制毒害的情况下维持接近整数的平台反应性约15年至30年。
附图说明
参照附图阐明示例性实施方案；但是，本文公开的实施方案和图应被认为是示例性的而并非限制性的。
图1示意性地阐明示例性模块化核裂变废料转化反应堆的一个实施方案。
图2是图1中所示的反应堆本体和堆芯的横截面透视图。
图3是图2反应堆在中间堆芯层面附近得到的截面示意图。
图4A是绘制针对模块化核裂变废料转化反应堆(例如图2中所示)的中子能谱对中子通量的图。
图4B是绘制碳化硅的密度变化对中子剂量的图。
图4C是绘制碳化硅的密度变化对辐照温度的图。
图5是平板形式的示例性单个燃料元件的透视图。
图6是包含48个图5的燃料元件的示例性燃料元件组合件的透视图。
图7是示出示例性燃料元件和固定器之内部构造的扩大尺寸的局部视图，如图6的组合件固定在所述固定器中。
图8A是可在图1的反应堆中使用的堆芯支撑板的透视图。
图8B是示例性内反射体环组合件的透视图，其可由互补形状的BeO块制成，所述BeO块可围绕一层如图2所见的反应堆堆芯。
图8C是与图8B环相邻的外反射体组合件部分的透视图。
图8D是可紧密围绕外反射体组合件的中子屏蔽层部分的透视图，该屏蔽层可以由B4C等的弓形板形成。
图9是穿过在包围其的管状堆芯吊篮(barrel)内示例性反应堆堆芯的横截面视图。
图10是垂直穿过示例性反应堆堆芯得到的示意图，该堆芯包含两个初始裂变段，其两侧有上部、中部和下部增殖转化段。
图11A是绘制相比于转化段，核裂变段的功率分数对堆芯寿命的图。
图11B是绘制对于带有LEU裂变段和DU转化段的第一代模块化核裂变废料转化反应堆堆芯，k-有效值对时间的图。
图11C是绘制对于利用贫铀和核乏燃料转化段的类似实施方案，k-有效值对时间的图。
图12是阐明两代寿命循环的一个实施方案的流程图，其示出在两代反应堆堆芯中初始裂变段和转化段中可采用的燃料类型。
图13是可并入图1的反应堆系统中的示例性裂变产物收集系统的示意图。
图14是绘制对于这种模块化核裂变废料转化反应堆的一个实施方案，中子通量对能量的图。
图15A是绘制这种模块化核裂变废料转化反应堆的多普勒系数对时间的图。
图15B是绘制这种模块化核裂变废料转化反应堆的空穴系数对时间的图。
图16A是图5中所示燃料元件的一个替代实施方案的透视图，其可在体现本发明特点的模块化核裂变废料转化反应堆中采用。
图16B是沿图16A的线16B-16B得到的截面示意图。
图16C是图16A中所示类型的多个燃料元件的示例性组合的透视图。
图16D是图16C中阐明的燃料元件组合的扩大尺寸的局部俯视图。
发明详述
下文中示出体现本发明多个特点的模块化核裂变废料转化反应堆及其运行方法的实施方案。
反应堆系统
正如图1中示意性描绘的，该类型的核裂变废料转化反应堆可位于平面(grade)(1)下方。反应堆系统适当地包含容器(5a)，该容器(5a)包含核裂变废料转化反应堆堆芯(2)和热排出或提取系统(3)，该容器(5a)采用氦气冷却剂并且与至少一个热交换器(4)或一些替代热提取器/转换器以流体连通的方式有效地耦合。反应堆容器(5a)和热转换器(4)可以由十字管道(5)耦合，该十字管道(5)包含内部和外部流动通道(11)和(6)。热转换器(4)可包括热交换器，如蒸汽发生器；或者，它们可包括例如会提供持续输出电力的流体驱动涡轮发电机等。
整个反应堆系统通常包含燃料堆芯、反应堆容器内部结构体、氦气冷却剂和冷却剂供应系统、反应堆仪表及控制、和停堆热排出系统。外部反应堆容器(5a)常规可分为由焊接法兰(5b)连接的上半部分和下半部分。图2所示的下半部分包含反应堆堆芯(2)、反射体-堆芯支座(5c)和控制装置。在图1可看到，上半部分包含立管(riser leading)，其连接至上部区域停堆冷却系统件连接并且与同轴的热转换器十字管道(5)连接，这阐明了这种模块化核裂变废料转化反应堆的一个实施方案。
在正常运行期间，冷氦气(约490℃至500℃)通过十字管道的外部区域(6)进入容器(5a)中。冷氦气沿反应堆容器(5a)的内壁表面向下流动以保持容器冷却。氦气流在堆芯底部的入口腔室(7)处做180度转向而后穿过堆芯支撑结构支座(5c)和底部反射体(8)向上流动。如图2和3中所表明的，反应堆堆芯(2)包含燃料组合件、反射体元件、中子屏蔽层、起动中子源和反应性控制组合件，其所有都位于管状堆芯吊篮(21a)内并且由堆芯支撑结构(5c)支撑。氦气冷却剂从腔室(7)向上行进穿过活性区(2)和顶部反射体(9)，之后穿过顶部腔室(10)离开堆芯。离开的高温氦气(约850℃或以上)流经十字管道(5)的内部隔热区域(11)进入热交换器(4)。包壳和结构材料
核裂变废料转化反应堆的包壳和结构组合件优选由陶瓷材料制成，以便于承受堆芯中的高通量和高温条件。期望陶瓷材料在满功率运行的预期寿命期间足以耐蠕变和腐蚀并且具有机械可使用性。
图4A示出对于这种模块化裂变核废料转化反应堆的一个实施方案，中子能谱对中子通量的图。未减速至热能能级的中子用于将增殖材料转化为裂变材料以及用于裂变材料的后续裂变，而这是通过不显著吸收或减弱中子能量的堆芯材料的构造和使用来实现。
众所周知，陶瓷材料(如碳化硅)对于多种中子能量具有低的吸收截面，其比其他相关材料更低。碳化硅(SiC)还具有比纯石墨材料高的平均原子重量；这减少了每一散射相互作用的减速中子的量。此外，碳和硅在能量范围中分别具有低的中子吸收截面，所述碳和硅将出现在本申请的主题模块化裂变核废料转化反应堆中。
选择模块化核裂变废物转化反应堆的燃料包壳和结构材料使得它们能够在其整个运行寿命期间在堆芯内保持功能性能。图4B表明碳化硅表现出中子流量引起的低密度变化，并且表明这些值随原子平均离位(dpa)增加变得稳定。图4C表明在最优温度范围内运行反应堆堆芯可以使这种密度变化幅度最小。
燃料元件和燃料元件组合件
模块化核裂变废料转化反应堆燃料优选负载碳化物形式的燃料，即优选与少量二碳化物混合的一碳化物，例如含有少量二碳化物的一碳化铀被称作(UC1.x)。在紧接的燃料区域中的过量碳允许其与裂变产物化学反应以防止对燃料元件包壳的化学侵蚀。燃料优选烧结体形式，其填充密度为约50至80体积％、优选约60至80体积％。因此，烧结燃料体的连通孔隙度优选为至少约20％以及优选约20％至40％，以为固体裂变产物沉积物提供空间，同时在整个寿命期间确保燃料区域或燃料部分内裂变产物气体的迁移通路并且使之通过排出口(15)排出。碳化物燃料可以是固体烧结板形式，该固体烧结板是连续的并且具有到燃料元件(12)外表面的优良热导率。或者可以如下文所述，使用核燃料的烧结短圆柱体。
图5是包含这种平板的单个燃料元件(12)的一种实施方式的示例性实施方案，该图示出其外壳和凸起的排出口(15)。图6是箱状燃料组合件(13)的示例性实施方案的示意图，其中在优选由碳化硅复合材料构造的包围框架或固定器(13a)内包含该类型的多个(如48个)单独燃料元件(12)。所示燃料元件(12)容纳于框架的插槽中并且优选地通过使用退火处理与框架牢固附接，该退火处理确保连续的硬化结构，如图7中所示，该图还示出这种燃料元件(12)的内部构造。作为一个代表性实施方案，约43.3厘米平方和16厘米深的固定器(13a)可固定两排这种平的燃料元件(12)。
本实施方案中燃料元件的中央烧结碳化物燃料板(14)的连通孔隙度为固体裂变产物沉积物提供足够的空间并且允许挥发性裂变产物气体到达排出口(15)。如图5中所示，排出口(15)优选地位于一个拐角处，而对于一半或两半固定器13a中的每一组燃料元件，该排出口(15)能够与普通连接头或集管(未示出)连接。这种连接头充当歧管并且形成整个裂变气体收集系统的一部分，该裂变气体收集系统被设计为从堆芯区域排出挥发性裂变产物。在其预期寿命期内，烧结碳化物燃料板(14)中少于一半的空穴体积将填满固体裂变产物，留下足够空间用于挥发性裂变产物流动。碳化物燃料平板(14)在其外表面上优选地包覆碳化物燃料浆体形成碳化铀等的热传递平滑表面内层(13b)，然后最优地包覆热解碳(PyC)外层(13c)；这种PyC密封燃料板表面并且允许在蒸气SiC气氛中进行燃料板的后续包覆。结构板包壳(16)形成封闭的外部容器并且由硅复合材料制成，例如之后用β-SiC渗透的多层织造的高纯度SiC材料，在该渗透过程期间致密的热解碳包装密封防止与燃料的化学反应。作为一个替代实施方案，包覆有这种平滑层(13b)的烧结碳化物燃料板(14)可在分别形成的碳化硅包壳或外壳内紧密装配，该包壳或外壳被机械的装配后密封形成燃料元件(12)。
因为近一碳化物燃料的热导率随温度升高而改善(升高)，所以在较高温度运行期间减少了经过燃料板的温度升高。
反射体
这种箱状燃料组合件(13)的这种整体组合在所有侧面都包围有反射体组合件。这种反射体的目的是通过使中子返回到中心反应堆堆芯中而使中子泄漏最少，其改善了中子经济性并且使得将增殖材料转化为裂变燃料或者使裂变燃料裂变的可能性增加。使用具有高中子散射截面和低吸收截面的反射体材料(如铍和石墨)，增加了反射体的效率。在图1和2中可看到，堆芯和包围的反射体支撑在反射体-堆芯支座(5c)上；图8A中示出包含21个矩形开口的代表性支座，通过该开口有向上的冷却剂流。
反应堆通常包含两种主要类型的反射体材料：(1)包含铍(如BeO或Be2O)的材料和(2)石墨。紧接包围燃料堆芯的是包含铍的内反射体组合件(18)(见图8B)，其优选地由彼此互相贴合的两种不同形状的多个单独块(17)构成；根据包围堆芯中的燃料组合件的需要，这种BeO或Be2O块(17)可以具有多种横截面形状和厚度并且形成内反射体组合件，其优选地成形以提供作为直圆柱体的一部分的外表面。图8B是这种块(17)形成的内反射体组合件(18)的一个水平层的示例性透视图，其在包含21个图6和7中所示类型的燃料元件组合件的反应堆堆芯内包围一个水平阵列。
与内反射体组合件(18)相邻并且与其紧接的放射状向外的是外反射体组合件(19)。图8C是由12个石墨块(20)制成的一个这种组合件的示例性实施方案。对于具体反应堆堆芯，这种石墨块可以形成所需要的标准形状和厚度。
石墨反射体组合件(19)优选地由中子屏蔽层(21)包围，该中子屏蔽层(21)包含中子吸收材料或中子毒物，如碳化硼(B4C)或其他这种毒物。图8D是由相对薄的弓形板形成的中子吸收材料的一个这种屏蔽层(21)的示例性实施方案。图2所提到的反射体组合件顶端和底端(9)和(8)，优选由石墨制成；它们位于堆芯上方和下方并且在下文中进行讨论。
图9是类似于图3的横截面示意图，示出设置在管状堆芯吊篮(21a)内的堆芯周围的包围关系的环形反射体组合件(18)和(19)以及中子屏蔽层(21)。在图8A中最能看出，示出方形横截面的21个燃料组合件(13)，其在堆芯支座结构(5c)中提供的21个开口上方垂直对准。
初始裂变和转化段
模块化核裂变废料转化反应堆初始堆芯包含分开的燃料段。图10是一个这种分层区域概念的概念性说明示意图，其采用两个分面，即间隔开的初始裂变段(22)和邻接的侧翼增殖转化段(23)。该布置使用多个水平区域，在本实施方案中其由21个燃料组合件(13)阵列装配。
裂变段可包含通常包含约8％至约18％的裂变核素的低浓缩铀(LEU)、武器级钚(WPu)的下游混合物(down-blend)或其他这种燃料。图11A的图示出相比于源自转化段的功率分数(参见线25)，在整个堆芯寿命期内预计的源自初始裂变段的功率分数(参见线24)。在堆芯寿命开始时，堆芯内的临界裂变反应在初始裂变段(22)内发生，该初始裂变段(22)在示例性实施方案中包含两个间隔开的环形区域的裂变燃料组合件(13)。在堆芯寿命期内，两个裂变段(22)中的过量中子将增殖和转化段(23)二者中的U-238(如LEU)均转化为Pu-239。因此，堆芯的临界区域扩张，延伸以提供额外的正反应性并补偿裂变产物存在产生的负反应性。在初始裂变段(22)的基本所有的方向上，功率密度最终扩大到现在包含多个转化段(23)以及两个初始裂变段。
由最初为增殖燃料、现在转化为裂变燃料的后续裂变获得的能量百分数在堆芯寿命期间增加。在运行寿命的第一个十年结束之前，从转化的增殖材料裂变获得的能量比从最初负载到堆芯的裂变材料裂变获得的能量要多。如图11A中可以看出，在运行寿命末期时，绝大部分能量是由转化的核素裂变产生；但是，保持部分扩张堆芯的初始裂变核素仍然有一些贡献。
图11B可为针对带有LEU裂变段和DU转化段的第一代堆芯的有效倍增系数k-eff对时间的图。预计反应堆在基本上满功率100％连续运行下将保持临界超过30年。在该时间内，最大反应性波动仅为约3.6％。
示例性模块化核裂变废料转化反应堆堆芯在整个运行寿命期间的最小剩余反应性的期望值小于5％。这比现有反应堆小得多并且具有优点，例如降低控制系统要求、影响减少的反应性额外事故情况、以及能够设计控制系统以在反射体中而不在堆芯区域中运行。如图3中所示，控制圆筒(5d)可位于内反射体组合件(18)边界内。图11C的图阐明对于一个将DU(参照线26)或核乏燃料(参照线27)用作转化段增殖材料的实施方案，模块化核裂变废料转化反应堆的反应性期望值。
多代燃料
预计用在模块化核裂变废料转化反应堆的实施方案中的某些核燃料通常是广泛可得的；它们包括铀(天然铀、贫铀、浓缩铀)、钚和其他超铀、以及预先燃烧过的核裂变燃料组合(乏核燃料)。可使用的是多种类型的裂变段燃料和转化段燃料中的铀和钍。还可以使用其他的较不广泛可得的核裂变燃料，如其他锕系元素。这种模块化核裂变废料转化反应堆的一些实施方案预计能长期满功率运行约1/4个世纪至约1/2个世纪左右，并且模块化核裂变废料转化反应堆独特的一方面是在运行寿命期间它不需要核换料或燃料倒料，即燃料元素的重新定位。
在运行寿命末期时，大量Pu将与少量其他锕类(主要为Np、Am和Cf)一起保留，因此对于初次燃料负载，裂变核素的整体浓度应高于裂变核素最初的整体浓度。这将使得在下一代反应堆中可再利用增殖和裂变重金属材料。在将30-90％，优选至少约60％的裂变产物从燃料中移除，并且加入一些核废料材料(贫铀或乏核燃料)之后，对于具有与最初堆芯燃料总量大致相同的下一代堆芯，有足够的燃料使其重新进入这种后续的反应堆堆芯中。
模块化核裂变废料转化反应堆的多个实施方案的一些优有利的特征是由上述考量引起。例如，在没有核换料的情况下可以实现反应堆满功率运行1/4-1/2个世纪，并且通过使用未降低至热能能级的中子可以避免核燃料的再处理。另一个实施例中，这些模块化核裂变废料转化反应堆的一些实施方案允许非浓缩锕类燃料(如乏核燃料或贫铀)的高平均燃耗，而这些反应堆在第一代堆芯中堆芯的初始燃料供送中需要使用适度同位素浓缩裂变燃料的相对小的核裂变区。
图12示意性阐明了这种模块化核裂变废料转化反应堆系统的多代寿命循环。裂变段的初始燃料负载可包含低浓缩铀(或其他裂变燃料)，而转化段可包含核废料(乏核燃料、贫铀或其他合适的废料)。这种模块化核裂变废料转化反应堆堆芯的初始总浓度可以不比轻水反应堆(LWR)大许多；但是，该堆芯在其运行寿命期间达到高得多的燃耗。例如，碳化物裂变燃料可包含的浓度为约4％至18％(如8-18％)，并且如先前讨论的，这种模块化核裂变废料转化反应堆的后代应不需要另外的浓缩铀。
在额定功率下运行数十年后，移除模块化核裂变废料转化反应堆燃料。在高辐射裂变产物衰变一段时间之后，将燃料与结构和包壳材料分离，并且移除部分裂变产物，如优选至少约60％。将残余的重质材料(裂变重金属、增殖重金属和残余的裂变产物)与一些另外的核废料材料(如乏核燃料或DU)一起制成新的燃料元件(12)，以装备下一代模块化核裂变废料转化反应堆堆芯。
模拟上述过程继续数代。净效应是(在第一代之后)只将核废料添加到下一堆芯中，同时在运行寿命期间提供基本连续的能量输出并且在其数十年的运行寿命结束之后只需要移除一些固体裂变产物的系统。模块化核裂变废料转化反应堆的设计支持下一代在裂变产物移除效率范围上的运行；但是，一旦发生某一水平的裂变产物聚积，就认为到达有效运行寿命末期。因此，运行寿命和裂变产物移除效率是直接相关的。裂变产物收集系统
如果将裂变产物气体留在燃料元件内积累，将可能引起可使包壳破裂或破坏的超压力环境。图13是示出裂变产物收集系统的示意性说明实施方案，该系统在反应堆的整个运行寿命期间收集并储存挥发性裂变产物气体。尽管关于燃料元件组合件(13)已阐明，但是可以容易地将其与置换燃料元件构造体合并。所阐明的实施方案采用延伸至连接件的网状分支，该连接件在每一个燃料组合件(13)中组合48个燃料元件(12)；这些分支依次连接到与中央收集管(31)连接的一系列集管(30)上。将在500-700℃及以上挥发的裂变产物作为管(31)中的气体从反应堆中运送出来到过滤器(32)、分离器(33)和裂变产物储存系统(34)中。
将裂变产物收集系统维持在比一次冷却剂略低的压力下；这促进氦气向内流动而不是可能的裂变产物气体向外流动。即使是通过燃料包壳或收集系统最小针孔的少量向内氦气流，也会抑制任何不期望的挥发性裂变产物到一次冷却剂系统的反向扩散。带有残留任意残留氦气的裂变产物气体收集在集管(30)中并且通过可位于堆芯顶部的中央收集管(31)从反应堆出来，其中一次冷却剂为约850℃或以上。在裂变产物气体流经微粒过滤器和膜或吸附过滤器(32)和分离器(33)移除残留残留的固体和固化物之后，大部分的这种清除裂变产物的残留氦气可任选地返回到反应堆中。最后，残余的裂变产物气体被安全地储存在合格的储存罐(34)中。
中子经济性
模块化核裂变废料转化反应堆将可能使用基于裂变引起(n，2n)反应的核素(如铍(Be))形式的反射体材料。在吸附最初中子并因此释放两个中子时发生这种反应；它改善了中子经济性并补偿了堆芯中不可避免的中子泄漏。
图14是阐明可能的中子通量谱的图，该中子通量谱说明在运行寿命期间的最小变化。平均中子能量是105电子伏。预计中子谱宽度在第一个运行半衰期期间将略微变窄(即变得更集中于其平均值附近)，但是在运行寿命末期将返回到初始条件附近。
反应堆温度控制
反应堆温度控制和对反应性添加物的响应为设计具有负温度系数的反应堆提供了充足理由，该负温度系数将提供自动抑制响应以改变反应性。图15A表明本模块化核裂变废料转化反应堆堆芯设计在整个运行寿命期间的多普勒系数为负。图15B表明空穴系数为正，但是比多普勒系数要小。因此，多普勒和空穴系数的组合产生了在这种模块化核裂变废料转化反应堆堆芯的运行寿命期间的负温度系数。
虽然模块化核裂变废料转化反应堆的单个特征可被认为是常规的，但是某些这些特征的组合产生了独特的反应堆设计。在具体设计的整个反应堆中，有五种具体特征对实现这种延长的运行寿命是重要的：(1)SiC包壳、(2)UC1.x燃料类型、(3)裂变与增殖比、(4)几何学和燃料填充分数、和(5)气体裂变产物收集系统。
在反应堆堆芯中心区域内所维持的700-1000℃的特定温度范围内，形成封装这种烧结燃料体的封闭容器的SiC包壳只经历低的密度变化。此外，在该温度范围内，SiC材料经过自行退火过程使得高中子通量环境的损害影响(例如在核废料转化反应堆中所遭受的)最小。对于温度大大低于该运行范围的情况，分子迁移率(mobility)可能不足以使退火发生，而在温度大大高于该范围时，空穴迁移率可增加使得空穴可以结合并且增加密度变化。为了利用这种自行退火过程，选择碳化硅包壳，并且将反应堆的运行温度维持在700℃与1000℃之间，该温度通常由氦气冷却剂循环和控制圆筒(5d)的轻微旋转产生。
对于给定的温度范围，最可行的反应堆冷却剂是氦气。氦气具有很多正面特征，包括是惰性的并且具有相对高的传热系数/热导率和有利中子学二者。基于将氦气用作冷却剂，得到任何形状的相邻燃料元件之间的冷却剂通道的几何要求以允许燃料元件(12)被布置为彼此非常接近，以确保从燃料到流动冷却剂的优良热传导，使期望堆芯温度维持在燃料元件的自身水平下。
燃料、反应堆堆芯和燃料元件的内部结构被设计为支持多代使用以及确保堆芯寿命期间的高燃料利用率并且能够使用贫铀(DU)或乏核燃料。重要的是，燃料最初是碳化物(如UC1.x)，而不是有两个连接原子的典型铀燃料(如UO2或UCO)。其一个优点是提供了每单位体积更多的铀负载。但是，在紧接的燃料区域中存在一些过量的碳是有利的，并且优选过量至少约5％。过量的碳优选地由每个核素平均提供一个以上碳原子来提供。重金属核素紧密周边中的这种碳的过量阻止裂变产物(每次裂变产生两个裂变产物)对SiC包壳或其他包围材料的可能化学侵蚀。因此，优选地选择碳对铀比例的下限以阻止这种化学侵蚀，但是优选地不超过碳对铀的上限以使中子的过慢化最小。虽然燃料可以例如是约UC1.0至UC1.5，但是当燃料体中存在的UC2用于提供过量的碳时，优选地选择UC1.05-UC1.3的燃料比。碳优选地还存在于烧结燃料平板(14)外表面与外部SiC包壳(16)之间的区域中以在将平板用于燃料元件时用于生产。
所阐明的该类型裂变和增殖燃料元件均通过将具有期望填充密度的近一碳化物烧结燃料板封装在外部容器内制得，这将在反应堆整个寿命期间数十年保持其强度和完整性。期望反应堆运行在没有换料的情况下将是基本连续的并且生产可利用能源。一些裂变产物将沉积在近一碳化物燃料的间隙中，而其他的将通过排出口(15)从燃料中移出燃料元件(12)并且进入裂变产物收集系统中。选择能够自行退火并且避免基本密度变化的包壳材料；优选碳化硅。可使用织造碳化硅织物材料形成容纳烧结燃料板的容器，或者这种织物可用于包绕带有从一个上端凸出的阀口的燃料板的整个外部。然后使用高温气相沉积法经由结晶β-碳化硅材料的沉积将整个围绕的SiC壳制成密封的。
因为这种碳化硅气相渗透或沉积中使用的化学反应物对一碳化物燃料可能是有毒的，所以将这种燃料板(14)封装在织造碳化硅织物的包围部分中之前，首先在该板的整个外表面上包覆一碳化铀等的平滑层，然后再包覆热解碳的密封层。任选地，排出口(15)所在的小区域可以由安装排出口配件保护或是被隐蔽。因为碳化物燃料板由这种外部碳密封层保护并且被设置在包围的碳化硅织造体内，在该条件下子组合件经历气态气相沉积在整个封装体的所有间隙中沉积碳化硅，以产生基本完全由结晶碳化硅制得的整体固体容器。所得碳化硅包壳的厚度应为至少约1mm，并且优选约2-3mm厚。这种气相沉积的碳化硅还提供了从密封烧结燃料板外表面的热解碳层通到扁平燃料元件(12)外表面的极好的固体热流通道；因此，如图7中所示，非常好的热传递传导路径有助于将外表面的裂变热传递至流动的氦气冷却剂流中。密封层中的碳量可认为是对确定待采用的过量碳的最终量有一些贡献。
裂变燃料产生的所有热必须从反应堆堆芯经过燃料板、穿过SiC包壳及相邻结构经由热传导移出，并到氦气冷却剂中。裂变材料的定位由一组复杂的限制因素来确定，例如堆芯保持临界的能力、在潜在事故中限制最大温度的期望以及初始裂变段在其期望寿命中保持运行堆芯活性部分的期望。在剩余的燃料区中使用增殖材料以实现所有的功能需求。增殖和裂变燃料的微妙平衡允许反应堆支持多代、利用相对高的燃料浓度，以及使用DU或乏核燃料作为增殖材料。
裂变产物气体通过裂变过程产生，并且为了确保这种新的长寿命堆芯，燃料元件被设计为允许移除这种挥发性裂变产物。合并的裂变产物气体的释放和移除不仅防止了可能的超压力条件，还将如果留在堆芯内可减低整个运行效率(即反应性)的化学元素移除。
为了容纳固体裂变产物，在设计反应堆堆芯时小心地控制烧结燃料体的填充分数。填充分数可解释为燃料元件容器内填满燃料的空间除以可利用空间的比例；可表示为体积％。将填充分数上限建立为足以满足因为在裂变期间一个铀原子转化为两种裂变产物所需的额外空间的体积，同时保持足够的连通孔隙度使得挥发性裂变产物在燃料元件的整个寿命中总能够迁移到裂变产物气体收集系统中。将填充分数下限建立为在可利用燃料空间内包含充足的碳并且确保良好的热导率的同时，使反应堆堆芯中的裂变和增殖材料最多。为了实现这些目的，发现填充分数或填充密度应在50％与80％之间并且优选60％至80％之间。反之，连通孔隙度为至少约20％，并且在填充密度为约60％时，烧结体中有约40％的空穴空间。
尽管在图1-3中，示出的示例性反应堆有圆柱状堆芯，应理解的是，无论如何并非意在限制这种几何布置或者任何类型的任何几何布置。这种模块化核裂变废料转化反应堆模块适当地包含反应堆堆芯和反应堆冷却剂系统。每个这种反应堆模块经由其反应堆冷却剂系统以流体连通的方式与至少一个热转换器有效地耦合。这种反应堆模块均可被认为是完整的、自体独立操作的反应堆，或者几个这种反应堆模块可耦合在一起。如果需要，这种耦合模块可以使用普通的能量转换系统。
如上所讨论的，核裂变废料转化反应堆模块利用未减速至热能能级的中子。为了此目的，至少一部分的这种模块化反应堆堆芯包含作为部分转化段的增殖燃料。反应堆堆芯的单独部分包含燃料为裂变燃料的一个或更多个段。一旦这种反应堆初次启动，堆芯裂变段22就向堆芯转化段23提供过量中子。堆芯转化段23然后缓慢的转化为包含大部分裂变核素的燃料以便于提供大量的堆芯裂变动力。
模块化核裂变废料转化反应堆堆芯是中子学上的“大”设备。因此，每个模块化核裂变废料转化反应堆堆芯具有三种特性尺寸，每一个通常基本上不小于裂变诱导中子的一个平均自由程。
每个核裂变废料转化反应堆模块包含反应堆堆芯壳体，其包含反应堆压力容器(5a)和其他结构组合件。反应堆堆芯壳体不接近于堆芯本身的部分可由可用于反应堆压力容器的任何材料制得，例如但不限于不锈钢。在反应堆堆芯壳体内，中子反射体(8、9、18、19)和辐射屏蔽层(21)通常包围反应堆堆芯。在一些实施方案中，反应堆压力容器可定位在地下；在这种情况下，反应堆堆芯壳体可存在于沉箱中，如果一次冷却剂系统泄漏，该沉箱还可以充当压力保留容器。位于内反射体(18)凹处的直圆柱体控制圆筒(5d)，可用于反应堆控制；或者可使用其他已知的控制布置，如线性控制棒。在图3中描绘的是12个这种可旋转圆筒(5d)，但是也可以使用其他数目的圆筒。例如，控制圆筒可以由分为BeO和石墨的两个半圆柱形等份组成，其中BeO通常朝向堆芯。将中子毒物层或带附接于通常远离堆芯的石墨1/2表面上。控制是通过旋转圆筒以移动毒物层靠近堆芯来实现。可使用的多种控制毒物包括B4C、Gd2O3、EU2O3、Er2O3和HfO2。即使在毒物层旋转远离堆芯时，堆芯也将有相对大的中子泄漏，并且控制圆筒(5d)仍具有一些负反应性效应。优选高浓缩B4C，并且约1cm厚的180°的B4C层用于包覆直径约30cm的圆筒的1/2表面。
反应堆堆芯包含优选基本垂直排列的冷却剂通道以帮助减少对其中反应堆流体流动的阻力。使用基本垂直的冷却剂通道还可以帮助在自然循环应用中减缓热驱动头的减少。冷却剂通道在反应堆堆芯壳体中以流体连通的方式与底部入口腔室(7)和顶部出口腔室(10)有效耦合。至少部分反应堆冷却剂系统(例如反应堆冷却剂系统的十字管道(5)中的冷段管道(6))与入口腔室耦合。部分反应堆冷却剂系统(例如反应堆冷却剂系统的热段管道(11))与出口腔室耦合。
当反应堆冷却剂是氦气(He)时，冷段管道可由核级钢制得。热段管道(11)可由高温钢、耐熔金属或高级陶瓷复合材料制得。在图1可看到，热段腔室与热交换器或转换器(4)(如蒸汽发生器)或其并联的入口连接形成出口路径。冷段腔室(6)被耦合成从每个热转换器的出口端口接收冷却流体并且将其返回到堆芯中。
热转换器(4)可以是流体驱动涡轮发电机，如气体驱动涡轮发电机，或者可以是蒸汽发生器和蒸汽驱动涡轮发电机的组合。也可以使用其他的热交换器。热转换器并不受限制并且可以包括具体应用中所需的任何种类的热转换器。还应理解的是，针对具体应用可以使用所需的任何数目的热转换器。为此目的，在使用并联布置时，热转换器的数目不需要与模块化核裂变废料转化反应堆模块的数目相同。
在一些实施方案中，反应堆冷却剂系统可提供反应堆冷却剂的自然循环，即使其唯一目的是在不使用强制循环时排出堆芯热量。在这些应用中，热转换器物理上位于模块化核裂变废料转化反应堆上方，并具有足以产生具体应用中所需的热驱动头的垂直间隔。在其他的实施方案中，反应堆冷却剂系统可以是强制循环系统，其中如果需要，在反应堆冷却剂管道系统内包含合适的反应堆冷却剂循环器或其他类似装置。关于模块化核裂变废料转化反应堆的示例性方法
流程图图12描绘了某些过程的执行和运行。本领域技术人员将理解本文中利用的展示类型(例如，首先是展示整体视图的流程图展示，其后在后续流程图中提供添加物和/或另外的细节)通常使得能够快速和容易理解不同过程的执行。
现参照图12，初始裂变和转化段均需要核重金属(如Th、U、较高级锕类和/或超铀)。对于第一代模块化核裂变废料转化反应堆，最初的裂变燃料重金属可以是LEU。该燃料被化学转化为碳化物、烧结并制成包层裂变燃料元件(12)。
第一代模块化核裂变废料转化反应堆堆芯包含增殖材料(如DU)，而当使用乏核燃料时，需要另外的步骤以移除存在的包壳并制备后续加工所需的燃料。该步骤可释放挥发性裂变产物，但是通常既不分离不同的重金属，也基本上不移除固体裂变产物。但是，如果需要，可以分离一些裂变产物。这种增殖燃料也转化为碳化物、烧结并制成包层增殖燃料元件。
如图12中所示，将第一代模块化核裂变废料转化反应堆的燃料/包壳/结构作为其部分构造插入到第一代模块化核裂变废料转化反应堆中。运行第一代模块化核裂变废料转化反应堆产生能量，并且至少频繁地、优选连续地将挥发性裂变产物从堆芯中移除。
在运行寿命的可能20年或更久之后，将燃料和其包壳和燃料元件结构体一起从第一代模块化核裂变废料转化反应堆中移除。可以利用裂变产物衰变的等待期以减少后续步骤中的辐射水平。将该结构体和包壳从燃料元件中移除并丢弃，使得残余材料由重金属(增殖和裂变)和固体裂变产物构成。加工该材料以移除大部分固体裂变产物，但是该加工过程通常既不影响重金属的基本分离，也不改变所移除的燃料的浓度。
图12阐明了重金属/部分固体裂变产物材料如何变为下一代模块化核裂变废料转化反应堆最初的裂变堆芯材料。第一代和第二代模块化反应堆堆芯中采用的增殖材料的量可以略微不同；但是，在数代之后，该过程达到稳定态，使得材料体积和组成在反应堆堆芯各代之间没有显著改变。在这种模块化反应堆系统的第一代堆芯的运行寿命之后，将一些新鲜的增殖材料(通常是核废料，如DU或乏核燃料)供应到后续堆芯中，同时在运行寿命期间移除挥发性裂变产物并且排出从乏堆芯燃料元件分离的裂变产物。
反应堆堆芯的示例性实施方案
不同附图中描绘了可使用的反应堆堆芯物理布置的一个实施方案。反应堆堆芯包含燃料组合件、反射体元件、中子屏蔽层、起动中子源和反应性控制组合件，所有都位于堆芯吊篮(21a)内并且由堆芯支撑结构(5c)支撑。活性区可以由矩形的陶瓷燃料元件固定器(13a)装配提供，每一个固定器(13a)在其垂直的内壁表面都包含全长通道或凹槽，扁平燃料元件(12)被可滑动地安装到所述通道或凹槽中，彼此均匀隔开，以提供氦气冷却剂流的垂直通道。所阐明的活性区的实施方案包含21个并置燃料柱(见图3和9，示出在活性区中层附近的反应堆堆芯的横截面图，并且描绘了分层堆芯的裂变段)。
使用这种扁平燃料元件的示例性堆芯可包含17个堆叠层或阵列形式的水平区域；在图6中可看到，所阐明的实施方案中的每个阵列包含21个燃料元件组合件(13)，其中将48个扁平的垂直对准的燃料元件(12)在包围的敞开的矩形箱或固定器(13a)中被设置成2排。该构造对于裂变燃料元件和增殖燃料元件两者的组合件(13)是相同的；此外，便利地使用类似构造以提供上部和下部反射体。将单个燃料元件(12)可滑动地接到插入到结构材料的侧壁中央分隔栏中的通道或凹槽中，构成固定器(13a)，其优选碳化硅复合材料。正如先前提到的，因为通过使用新的(green)SiC浆体的薄层并且加热使燃料元件包壳与包围的固定器中的凹槽表面结合，安装的燃料元件(12)可以适当地固定或附接于周围的框架上。典型的燃料元件组合件(13)可以是约43平方厘米并且约16cm高。所阐明的顶部和底部开口的固定器13a被设计为包含支持为两组各24个的48个燃料元件，并且燃料元件隔开约3mm以提供冷却剂流通道。
因此，在示例性堆芯的这一个实施方案中，在17个水平层的每一层中将有21个方形横截面的燃料元件组合件(13)，提供了约2.72米高的活性区区域。该堆芯实施方案在垂直层序上可包含4个提供上部转化段的层、3个提供上部初始裂变段的层、3个提供中部转化段的层、3个提供下部初始裂变段的层、和4个提供下部转化段的层。构成上部和下部初始裂变段水平区域的6个层均包含环形模式或区域的裂变燃料元件，形式为整个填满裂变燃料元件的8个方箱围绕一个仅包含增殖燃料元件的中央箱。如图3和9中粗线所表明的，位于21个柱状堆芯布置中央的9个方箱区域外周附近的剩余的12个盒子，均包含一半裂变燃料元件和一半增殖燃料元件，并且增殖燃料元件定位在每个箱子的径向外半部中。因此，构成两个初始裂变燃料段(22)的6个水平阵列中每一个的裂变燃料区域均包括672个位于图3中以粗黑轮廓线为边界的环状区域内的裂变燃料元件的模式。它描绘了在包围一个包含48个增殖燃料元件的中央固定器的阵列内的通常为环状的模式。12个径向最外侧的燃料组合件在径向外侧等份中包含288个增殖燃料元件，总数为在这些水平阵列的每一列中都有336个增殖燃料元件。包含转化段(23)的11个层均包含21个完整增殖燃料元件组合件，即每个阵列中有1008个燃料元件。如图9最好地示出，可以置换箱子取向使得每个箱中的扁平燃料元件(12)在一层中与直接沿四个方向任一方向的任意箱中的燃料元件90°对准。
位于活性区区域垂直下方和上方的是反射体区域，其在图2中示意性示出并且用附图标记(8)和(9)标记。这两个上部和下部反射体区域便利地由形状与增殖和裂变燃料元件类似的石墨材料平板阵列制得并且被设置在类似的陶瓷固定器中。该布置为向上氦气冷却剂流通过下部反射体(8)、活性区(2)和上部反射体(9)形成连续垂直通道。邻近柱体中的扁平燃料元件取向的置换布置防止可引起穿过堆芯的不均匀冷却剂分布的可能流动。
应理解的是，无论如何，本文公开的模块化核裂变废料转化反应堆的实施方案、其堆芯和其组合件的布置和几何构型并不受限于任何几何构型和/或布置。为了概念清楚，将所描述的组合件(如块)、装置和目的以及其所附讨论用作实施例，并且可以接受各种配置修改。因此，本文使用的，所列出的具体实施例以及所附讨论意在代表其更普通的类别。通常，本文使用的任何具体实施例还意在代表其类别，本文中未包含的这种具体组合件(如块)、装置和目的不应认为是表明是期望的限制。
正如前面表明的，包含烧结碳化物燃料体的燃料元件可以采用多种形状。燃料元件可以采用如图16A所示的细长燃料棒(51)的形式代替图5和6中所示的平板形状。这种燃料棒元件可包含具有的平盖(55)的管状碳化硅材料容器(53)，所述盖(55)在其中心处带有孔(57)。该孔可位于燃料棒元件的顶部或底部。这种细长圆柱体管(53)将固定单独的烧结燃料压块的柱体，其可以是直径为几厘米、几厘米高的短圆柱体。每个燃料体(59)均可在其侧面包覆一碳化铀等的平滑层(61)以确保从燃料到包围的碳化硅容器(53)侧壁的良好热传递。因为在这种棒状燃料元件(51)中充当燃料体(59)容器的细长管(53)将单独制造，所以燃料将不可能暴露于来自蒸气气氛中的β-碳化硅的气相沉积物中，因此烧结燃料将可能不需要热解碳密封层。
预计这些燃料棒元件(51)可延伸至反应堆堆芯的整个高度。在该情况下，每个管状容器(53)将包含裂变和/或增殖碳化物核素的合适烧结压块。例如，位于反应堆堆芯的垂直柱体中的，经过两个间隔开的初始裂变段(22)的环形区域的棒样燃料元件(51)，可包含由增殖核素体制得的下部区域。在其上方设置的将是包含对堆芯下部初始裂变段有利的裂变核素的下部中间区域。增殖核素体的中间区域将设置在其上方，并且被包含对上部初始裂变段(22)有利的裂变核素的上部中间区域体超越。然后增殖燃料体区域将延伸至其上方，例如如果孔(57)位于底部，就延伸至盖(55)。所有的圆柱燃料体压块具有如早先描述的填充密度；任选地，中心孔(62)可装备在燃料体(59)中以确保挥发性裂变产物通过细长燃料元件(51)的整个长度到达在其顶部或底部的孔(57)的通道。
为了操作的目的，这些燃料棒元件(51)将可能被设置在碳化硅等的包围薄箱(63)内。图16C中所阐明的就是这种六角形管(63)形式的细长箱。多个这种六角形管(63)便利地组装在一起，其侧壁彼此并置以形成垂直的反应堆堆芯(2)。或者，也可以使用方箱或其他的规则形状。如图16C和16D所示，燃料棒元件(51)在这种包围箱或框架(63)内紧密排列。例如，在六角形箱(63)的顶面和底面可附有开口网眼(65)以帮助棒状燃料棒元件(51)的规律间隔，因此在每个元件的整个表面周围都将有冷却剂通道，确保了从其中的均匀热传递。可以类似地使用集管系统(未示出)与孔(57)相互连接，例如，所述孔(57)可以是设置在六角形箱(63)内的91个单独燃料棒元件(51)的孔。每个六角形箱顶部或底部的这种集管将与本文上面所描述的管道连接，产生裂变产物分离设备。可相信地，燃料元件(51)甚至可进一步拉长以包含上部和下部反应堆段。但是，由于反射体材料不能产生裂变材料，可以很方便的提供反射体材料棒的类似箱，其可以定位在反应堆堆芯区域上方或下方，这将简单地使通过这些区域的燃料和冷却剂通道的几何模式连续。
虽然本文中已公开了构成本发明者目前已知的最佳模式的多个方面和实施方案，但是对于本领域技术人员其他方面和实施方案是显而易见的，并且在不背离所附权利要求限定的本发明范围的情况下可以进行改变。具体特征在上述权利要求中进行强调。
Claims (22)
1.一种设计为在没有换料的情况下运行十年或更久的核裂变反应堆，所述反应堆包括：
反应堆容器，
在所述容器内的中心堆芯，用于经由在所述堆芯中的裂变反应产生热，所述堆芯包括一个或更多个初始裂变段和侧翼转化段，所述一个或更多个初始裂变段在所述中心堆芯的整个寿命期间保持作为临界堆芯区域的活性整体部分，
氦气循环系统，用于通过氦气进出所述容器的循环从所述堆芯提取热，以维持所述堆芯温度在约700℃与1000℃之间，并且在所述容器外部由所述热氦气产生动力，
所述堆芯的所述一个或更多个初始裂变段包括碳化硅容器形式的燃料元件，所述燃料元件包括烧结燃料体，所述烧结燃料体包含碳化物裂变和增殖核素，以及
用于在正常运行期间将挥发性裂变产物从所述燃料元件中收回的系统。
2.根据权利要求1所述的反应堆，其中所述一个或更多个初始裂变段包括两个间隔开的水平区域，每个所述水平区域包括通常为环形区域的所述裂变燃料体，其中所述侧翼转化段包括位于包含所述裂变燃料体的所述两个水平区域上方、之间和下方的增殖燃料体的水平区域。
3.根据权利要求2所述的反应堆，其中所述堆芯还包括增殖燃料体，所述增殖燃料体在其各自的水平区域中位于两个所述通常为环形区域的所述裂变燃料体的中心处或外围附近，所述水平区域包括所述一个或更多个初始裂变段。
4.根据权利要求3所述的反应堆，其中包括所述一个或更多个初始裂变段和所述侧翼转化段的所述水平区域各自包括多个燃料元件组合件，每个组合件包括布置有多个燃料元件的固定器，所述燃料元件包括所述烧结燃料体并且在所述堆芯内对准以有助于氦气冷却剂在与每个所述燃料元件相邻的通道中垂直地流经所述组合件。
5.根据权利要求4所述的反应堆，其中在所述转化段中和在所述初始裂变段中的垂直对准的燃料元件的所述组合件被布置为产生多个延伸穿过所述中心堆芯的并置竖直柱体。
6.根据权利要求4或5所述的反应堆，其中每个所述固定器内的多个所述燃料元件汇集至共用连接件，以有助于将挥发性裂变产物从所述燃料元件中收回。
7.根据权利要求4或5所述的反应堆，其中所述组合件各自包括由碳化硅包壳形成的容器形式的多个裂变和/或增殖燃料元件，每个所述容器均封装包含烧结碳化物裂变和/或增殖核素的平板形式的内部燃料区域。
8.根据权利要求1-5中任一项所述的反应堆，其中所述中心堆芯被多个BeO或Be2O反射体材料的块包围，以提供具有直圆柱体外表面的围绕反射体区域。
9.根据权利要求8所述的反应堆，其中所述反射体区域内的凹穴中布置有垂直对准的直圆柱体控制圆筒形式的堆芯反应性控制装置，以控制所述堆芯内的中子数。
10.根据权利要求9所述的反应堆，其中所述反射体区域被环形石墨外反射体包围，所述环形石墨外反射体进而被包含中子俘获材料的环形中子屏蔽层包围，所述环形中子屏蔽层位于与管状堆芯吊篮并置的位置处，所述管状堆芯吊篮与所述反应堆容器的内表面隔开，以在其之间提供冷却剂流动通道。
11.根据权利要求1-5中任一项所述的反应堆，其中所述燃料元件中的所述烧结碳化物燃料占据每个所述容器的内部，堆积密度为约50至80体积百分比，以便于为非挥发性裂变产物在其中聚积提供空间并且确保足够的连通孔隙度用于挥发性裂变产物迁移并从其中排出。
12.根据权利要求11所述的反应堆，其中所述燃料元件包含烧结的近一碳化物，其在紧接的燃料体区域中包含至少约5％的过量的碳以向潜在与裂变产物进行的化学反应提供碳。
13.根据权利要求12所述的反应堆，其中所述初始裂变段燃料体包含浓缩度在约4％至18％的UC1.05-UC1.3。
14.一种设计为为在没有换料的情况下运行十年或更久的核裂变废料转化反应堆，所述反应堆包括：
反应堆容器，
在所述容器内的中心堆芯，用于经由裂变反应来在所述堆芯中产生热，所述堆芯包括一个或更多个初始裂变段和侧翼转化段，所述一个或更多个初始裂变段在整个反应堆寿命期间保持作为临界中心堆芯的部分，
氦气循环系统，用于通过氦气进出所述容器的循环来从所述堆芯中提取热，以维持所述堆芯温度在约700℃与1000℃之间，并且在所述容器外面由所述热氦气产生动力，
所述堆芯包括多个碳化硅容器形式的燃料元件，所述碳化硅容器封装碳化物裂变和/或增殖核素的烧结体，以及
用于在正常运行期间将挥发性裂变产物从所述多个燃料元件中收回的系统。
15.根据权利要求14所述的反应堆，其中所述一个或更多个初始裂变段包括两个间隔开的水平区域，每个所述水平区域包括通常布置为环形模式的多个所述烧结裂变燃料体。
16.根据权利要求15所述的反应堆，其中所述两个裂变段水平区域中包括另外的所述增殖燃料烧结体，所述增殖燃料烧结体同时位于所述通常为环形模式的中心处以及其外周附近。
17.一种设计为在没有换料的情况下运行十年或更久的核裂变反应堆，所述反应堆包括：
(1)反应堆容器，
(2)在所述容器内的中心堆芯，用于经由在所述堆芯中的裂变反应产生热，所述堆芯包括(a)位于两个垂直间隔开的水平区域中的两个初始裂变段，每个水平区域包括通常为环形区域的碳化物裂变燃料烧结体；以及(b)包括水平区域的多个转化段，所述水平区域包括增殖燃料烧结体，所述转化段水平区域位于包含所述两个初始裂变段的所述水平区域的上方、之间和下方，所述两个初始裂变段在所述中心堆芯的整个寿命期间保持作为临界堆芯区域的活性整体部分，
(3)氦气循环系统，用于通过氦气进出所述容器的循环来从所述堆芯中提取热，以维持所述堆芯温度在约700℃至1000℃之间，并且在所述容器外面由所述加热的氦气产生动力，以及
(4)用于在正常运行期间将挥发性裂变产物从所述燃料烧结体中收回的系统。
18.根据权利要求17所述的反应堆，其中所述堆芯还包括在所述两个初始裂变水平区域中的另外的烧结增殖燃料体，所述另外的增殖体位于每个所述通常为环形区域的裂变燃料体的中心处或外周附近。
19.根据权利要求17或18所述的反应堆，其中选择所述堆芯内存在的材料，使得利用未降低至热能能级的中子在所述堆芯内进行大部分所述裂变反应。
20.根据权利要求17-18中任一项所述的反应堆，其中所述初始堆芯内所述烧结体中的增殖和裂变燃料的量使得：基本上连续运行10年之后，所述反应堆中生产的大部分能量由核素裂变产生，所述核素作为增殖核素存在于所述初始反应堆堆芯中并且随后转化为裂变核素。
21.根据权利要求17-18中任一项所述的反应堆，其中碳化硅燃料元件将所述增殖和裂变燃料封装在所述中心堆芯中，所述容器能够在700℃-1000℃的温度范围内使辐射诱导的置换退火，以使得所述中心堆芯以高的总通量水平来运行。
22.根据权利要求21所述的反应堆，其中所述燃料元件容器包含由气相沉积的β-SiC浸渍的织造碳化硅材料。
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| CN108630334B (zh) * | 2018-05-02 | 2023-04-11 | 北京卫星环境工程研究所 | 全环境的自然循环微型一体化反应堆 |
| CN109830309B (zh) * | 2019-02-20 | 2023-04-11 | 哈尔滨工程大学 | 一种分离式核反应堆堆芯 |
| WO2020236516A1 (en) | 2019-05-17 | 2020-11-26 | Metatomic, Inc. | Systems and methods for molten salt reactor fuel-salt preparation |
| US10685753B1 (en) | 2019-05-17 | 2020-06-16 | Metatomic, Inc. | Systems and methods for fast molten salt reactor fuel-salt preparation |
| WO2021067901A1 (en) * | 2019-10-04 | 2021-04-08 | Ultra Safe Nuclear Corporation | Integrated in-vessel neutron shield |
| US11421589B1 (en) | 2021-05-18 | 2022-08-23 | Nugen, Llc | Integrated system for converting nuclear energy into electrical, mechanical, and thermal energy |
| CN114167171A (zh) * | 2021-11-22 | 2022-03-11 | 中国原子能科学研究院 | 一种高温裂变室探测装置及高温裂变室探测系统 |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5513226A (en) * | 1994-05-23 | 1996-04-30 | General Atomics | Destruction of plutonium |
| 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 |
| CN101589439A (zh) * | 2006-11-28 | 2009-11-25 | 希尔莱特有限责任公司 | 核反应堆的可控制的长期运行 |
Family Cites Families (35)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5132798B1 (zh) * | 1967-09-08 | 1976-09-14 | ||
| US3664923A (en) * | 1968-09-11 | 1972-05-23 | Thomas J Connolly | Fast neutronic reactor utilizing plutonium 240 fuel |
| DE1932567C3 (de) * | 1969-06-27 | 1975-06-26 | Kernforschungsanlage Juelich Gmbh, 5170 Juelich | Verfahren zur Herstellung von Brenn- und/oder Brutelementen für Kernreaktoren |
| JPS4885100U (zh) * | 1972-01-20 | 1973-10-16 | ||
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| JPS63140991A (ja) * | 1986-12-03 | 1988-06-13 | 富士電機株式会社 | ガス冷却型原子炉用炭素材料の脱ガス特性改善方法 |
| US4749544A (en) | 1987-03-24 | 1988-06-07 | General Electric Company | Thin walled channel |
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| US6233298B1 (en) * | 1999-01-29 | 2001-05-15 | Adna Corporation | Apparatus for transmutation of nuclear reactor waste |
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| HU226177B1 (en) * | 2001-09-20 | 2008-06-30 | Budapesti Mueszaki Es Gazdasag | Method for transmutation of radioactive wastes |
| 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 |
| FR2855310B1 (fr) * | 2003-02-04 | 2008-06-13 | Michel Emin | Reacteur nucleaire et ses moyens d'insertion de liquide neutrophage dans le coeur |
| US20060039524A1 (en) | 2004-06-07 | 2006-02-23 | Herbert Feinroth | Multi-layered ceramic tube for fuel containment barrier and other applications in nuclear and fossil power plants |
| US7899146B1 (en) * | 2004-06-29 | 2011-03-01 | Sandia Corporation | Porous nuclear fuel element for high-temperature gas-cooled nuclear reactors |
| US20060210011A1 (en) * | 2005-03-16 | 2006-09-21 | Karam Ratib A | High temperature gas-cooled fast reactor |
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| 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 |
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| US9721679B2 (en) * | 2008-04-08 | 2017-08-01 | Terrapower, Llc | Nuclear fission reactor fuel assembly adapted to permit expansion of the nuclear fuel contained therein |
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Patent Citations (3)
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|---|---|---|---|---|
| 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 |
| US5513226A (en) * | 1994-05-23 | 1996-04-30 | General Atomics | Destruction of plutonium |
| CN101589439A (zh) * | 2006-11-28 | 2009-11-25 | 希尔莱特有限责任公司 | 核反应堆的可控制的长期运行 |
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| Brown | A review of nuclear power technology | |
| Simon | History of and prospects for gas-cooled reactors in the United States | |
| Leipunskii et al. | Sodium-cooled fast reactors | |
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