CN104145309A - 核反应堆及相关方法和装置 - Google Patents

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Abstract

一种核反应堆包括可裂变材料、熔盐和慢化剂的组合，所述慢化剂包括一种或多种氢化物、一种或多种氘化物或它们中的两种或多种的组合。

Description

核反应堆及相关方法和装置
技术领域
此描述涉及核反应堆及相关方法和装置。 
背景技术
反应堆堆芯内的核燃料中的自持核反应可以用于生成热量并且转而电能。在典型的熔盐反应堆(有时称为MSR)中，核燃料溶解在熔盐中。在一些提出的MSR中，核燃料将包括从其他反应堆的乏核燃料(有时称为SNF或简单地称为乏燃料)中重获的锕系元素。 
发明内容
广义上，我们在这里描述的内容是一种使用熔盐和通常至少部分是来自另一反应堆的乏燃料的可裂变材料以及选择和构造为引起临界反应的慢化剂的核反应堆方法和装置。 
总地，在一方面中，一种装置包括可裂变材料、熔盐和慢化剂材料，所述慢化剂包括一种或多种氢化物、一种或多种氘化物或它们的组合。 
实现方式可以包括下列特征中的一个或多个。慢化剂材料包括金属氢化物。慢化剂材料包括氢化锆的形式。慢化剂材料包括ZrH1.6。慢化剂材料包括氢化锂的形式。慢化剂材料包括氢化钇的形式，例如氢化钇(II)(YH2)、或氢化钇(III)(YH3)或它们的组合。慢化剂材料包括氘化锆的形式。 
可裂变材料包括反应堆的乏核燃料的至少部分。可裂变材料包括整个乏核燃料锕系元素向量。可裂变材料包括未处理的乏核燃料。可裂变材料包括除了乏核燃料之外的材料。可裂变材料包括来自退役武器的钚或铀。可裂变材料包括天然铀。可裂变材料包括新燃料。可裂变材料包括贫化铀。可裂变材料包括天然铀、富集铀、贫化铀、来自乏核燃料的钚、从过量核武器材料下混合(down-blended)的钚、钍和裂变材料、超铀材料或它们中的任何两种或多种的组合。可裂变材料包括在0.01-0.25范围中的裂变与可转换比(fissile-to-fertile ratio)。可裂变材料包括U-233、U-235、PU-239或PU-241 中的至少一种。可裂变材料还包括U-238。可裂变材料还包括钍。 
熔盐包括氟化盐。熔盐包括氯化盐。熔盐包括碘化盐。熔盐包括氟化锂。熔盐富含浓缩Li-7(其具有比Li-6低的热中子俘获截面)。熔盐中锕系元素的溶解度足以允许可裂变材料变为临界。熔盐中锕系元素的溶解度至少为0.3％。熔盐中锕系元素的溶解度至少为12％。熔盐中锕系元素的溶解度至少为20％。熔盐基本上不包括铍。熔盐包括一定量的铍。可裂变材料与熔盐结合。可裂变材料和熔盐与慢化剂不同。盐提供慢化。 
总地，在一方面中，一种装置包括可裂变材料和氢化锆慢化剂，所述可裂变材料包括与基本上没有铍的熔融氟化锂盐结合的反应堆乏核燃料，所述氢化锆与所结合的可裂变材料和盐不同。 
总地，在一方面中，一种核反应慢化剂结构包括氢化物或氘化物以及用于熔盐燃料流过所述结构或围绕所述结构流动或两者的一个或多个通道，所述结构被配置为使得熔盐燃料在所述结构中时处于临界状态中。 
实现方式可以包括下列特征中的一个或多个。慢化剂材料包括金属氢化物。慢化剂材料包括氢化锆的形式。慢化剂材料包括ZrH1.6。慢化剂材料包括氢化锂的形式。慢化剂材料包括氢化钇的形式，例如氢化钇(II)(YH2)、或氢化钇(III)(YH3)或它们的组合。慢化剂材料包括氘化锆的形式。 
存在至少两种这种通道。板通过通道分开。存在至少两个这种平行通道。通道中的一个或多个为管状。所述结构包括三维分立结构元件，每一个三维分立结构元件在三个维度中的每一个中具有比所述结构的大小小的大小。分立结构元件被布置在分立结构之间或在分立结构内或两者中具有一个或多个通道的结构中。所述结构包括在三个维度中布置的球状体、或球体、或卵状体、或它们的任何一种或多种的组合。所述结构包括其中形成通道的整块慢化剂材料。所述结构包括一组分立元件。所述分立元件相同。 
所述结构具有入口端和出口端，并且一个或多个通道从入口端向出口端延伸。所述结构包括棒。所述棒包括圆柱体、环形棒、翅片棒、螺旋棒、扭曲螺旋棒、环形螺旋棒、环形扭曲螺旋棒、具有绕线间隔物的棒、或具有绕线间隔物的环形棒或它们中的两种或多种的组合中的至少一种。所述结构包括可以相对于所述结构移动的反应性控制元件。 
总地，在一方面中，在核反应堆中，可裂变材料和熔盐流过包括一个或多个氢化物、氘化物或它们中的两种或多种的组合的慢化剂材料。 
实现方式可以包括下列特征中的一个或多个。可裂变材料和熔盐流过慢化剂包括使可裂变材料和熔盐作为混合物流动。所述混合物流过裂变产物去除系统。燃料-盐混合物流过换热器。可裂变材料包括整个乏核燃料锕系元素向量。可裂变材料包括乏核燃料的锕系元素的部分而非全部。可裂变材料包括未处理的乏核燃料。 
总地，在一方面中，核反应堆慢化剂结构由包括一种或多种氢化物、氘化物或它们的组合的慢化剂材料以及用于可裂变燃料流过所述结构的一个或多个通道形成。 
总地，在一方面中，核反应堆包括具有反应堆堆芯的初级回路。所述反应堆堆芯包括具有包括一种或多种氢化物、氘化物或它们的组合的慢化剂材料的慢化剂结构以及可裂变材料和熔盐可以从回路中慢化剂结构的出口端流向慢化剂结构的进入端的通路。 
实现方式可以包括下列特征中的一个或多个。所述反应堆包括次级回路和换热器以在初级回路和次级回路之间交换热量。所述反应堆包括中间回路、次级回路、换热器以在初级回路和中间回路之间交换热量，并且还包括额外的换热器以在中间回路和次级回路之间交换热量。所述反应堆包括冷冻阀。 
总地，在一方面中，核反应堆通过将慢化剂结构连接到通路以形成初级回路而构造，所述慢化剂结构包括慢化剂材料，所述慢化剂材料包括一种或多种氢化物、氘化物或它们的组合，可裂变材料和熔盐可以沿所述通路从慢化剂结构的出口端流向慢化剂结构的进入端。 
总地，在一方面中，核反应堆燃料包括熔盐中的轻水反应堆的乏燃料，其中熔盐中乏燃料的锕系元素的溶解度足以允许可裂变材料变为临界。 
实现方式可以包括下列特征中的一个或多个。所述乏燃料包括整个乏核燃料锕系元素向量。所述乏燃料包括未处理的乏核燃料。所述熔盐基本上不包括铍。 
总地，在一方面中，核反应燃料通过将轻水反应堆的乏燃料与熔盐混合而形成；熔盐中乏燃料的锕系元素的溶解度足以允许可裂变材料变为临界。在一些实现方式中，乏燃料包括整个乏核燃料锕系元素向量；并且乏燃料包括未处理的乏核燃料。可裂变材料包括乏核燃料的锕系元素的部分而非全部。 
总地，在一方面中，操作轻水反应堆，乏核燃料从轻水反应堆中重获，重获的乏核燃料与熔盐结合，并且使用具有熔盐的重获的乏核燃料操作熔盐 反应堆。 
实现方式可以包括下列特征中的一个或多个。所述乏核燃料包括整个乏核燃料锕系元素向量。所述乏核燃料包括未处理的乏核燃料。所述可裂变材料包括乏核燃料的锕系元素的部分而非全部。 
总地，在一方面中，通过使用来自另一反应堆的未处理的乏核燃料作为燃料操作熔盐核反应堆而减少现有乏核燃料的供应。 
总地，在一方面中，通过使用来自另一反应堆的未处理的乏核燃料作为燃料操作熔盐核反应堆而使用现有乏核燃料生成电力。 
总地，在一方面中，通过使用来自另一反应堆的未处理的乏核燃料作为燃料操作熔盐核反应堆而减少核武器材料的供应。 
总地，在一方面中，通过使用来自另一反应堆的未处理的乏核燃料作为燃料操作熔盐核反应堆而减少现有乏核燃料的供应。 
实现方式可以包括下列特征中的一个或多个。所述流体包括熔盐混合物。 
总地，在一方面中，反应堆的组合包括核燃料和与燃料不同的熔盐冷却剂以及包括一种或多种氢化物或氘化物的慢化剂元件。 
实现方式可以包括下列特征中的一个或多个。氢化物中的至少一种包括金属氢化物。所述慢化剂元件包括与一种或多种氢化物结合的石墨。 
总地，在一方面中，反应堆的组合包括处于亚临界状态中的核燃料和靠近核燃料的中子加速器驱动源以及包括一种或多种氢化物或氘化物的慢化剂元件。 
实现方式可以包括下列特征中的一个或多个。所述加速器驱动源包括重金属目标。所述慢化剂元件靠近所述重金属目标。所述慢化剂元件靠近所述核燃料。所述燃料包括钍。所述燃料包括乏核燃料。所述燃料包括来自乏核燃料的超铀材料。所述燃料包括来自乏核燃料的少数锕系元素。 
这些和其他方面、特征和实现方式可以被表示为装置、方法、成分、进行业务的方法、用于执行功能的部件或步骤以及其他方式。 
根据下列描述并根据权利要求其他方面、特征、实现方式和优点将变得清楚。 
附图说明
图1是示意图。 
图2、5、6、、7、8和9是反应堆堆芯的剖视图。 
图3是与仿真相关联的示意图。 
图4是中子通量的图。 
图10是流程图。 
图11是横截面图。 
具体实施方式
除了其他事物之外，我们在这里描述的内容的实现方式有希望使用来自现有核反应堆的乏核燃料(在一些情况下没有进一步处理)和使用已尝试或被认为是可行的核反应堆技术的元件以相对低成本安全地产生电力。我们建议使用以生成电力的核反应堆使乏燃料成为从环境和处理角度而言问题少得多的状态-在反应堆中发生的核反应在包括乏燃料的大多数锕系元素中引入裂变，减少它们的放射性半衰期。我们在这里描述的内容的至少一些实现方式修改先前开发的熔盐反应堆技术以使得能够使用来自其他反应堆的乏燃料。 
在至少一些实现方式中，修改后的熔盐反应堆的重要特征在于熔融燃料-盐混合物包括在乏核燃料中包含的全部材料。当我们提到乏燃料SNF或乏核燃料时，我们指乏燃料集合中除了技术上并非是乏燃料的部分的覆层材料之外的全部燃料材料。实际上，至少在一些实现方式中，核反应堆堆芯使用全部乏燃料而不需要任何分离或其他操作。 
此外，在至少一些实现方式中，重要特征在于氢化锆的形式(ZrHx，其中x可以在1到4的范围内)被用作慢化剂。在一些情况下，氢化锆慢化剂被用作形成静止反应堆堆芯的元件的部分。在一些情况下，氢化锆慢化剂在可以插入和移除反应堆堆芯的可移动慢化剂元件中使用。在一些情况下，氢化锆慢化剂在静止反应堆堆芯和慢化剂元件两者中使用。在产生具有适当能级以使得乏燃料在反应堆堆芯内变为临界(否则可能不能这样做)的中子时，氢化锆可以比其他慢化剂更有效。在一些情况下，固定或可移动或两种慢化剂元件可以是一种或多种氢化物。在一些情况下，所述元件可以是一种或多种氘化物。在一些情况下，所述元件可以是氢化物或氘化物的组合。 
虽然我们在这里描述的一些实现方式考虑使用乏燃料和例如氢化锆的高度有效的慢化剂的熔盐反应堆的组合，但是在一些实现方式中，可能不需要 在单个设施中包括全部执行特征。 
图1是在初级回路102中包括核反应堆堆芯106的示例核反应堆发电厂100的示意图。熔融(液体)燃料-盐混合物103在初级回路102内连续循环流动105，包括通过反应堆堆芯106。初级回路负载足够多的燃料-盐混合物以填充回路，包括反应堆堆芯。在给定时间反应堆堆芯中的燃料-盐混合物的部分处于临界配置，生成热量。(已穿出反应堆堆芯并且在回路的其余部分中的燃料不处于临界配置。)当在反应堆堆芯中燃料-盐混合物处于该临界配置时，中子在锕系元素中引入裂变，生成热量，并且将锕系元素转变为裂变产物。 
在一些实现方式中盐(我们有时互换地使用简单的词盐和燃料-盐混合物或燃料)以快质量流率行进通过初级回路；该速率大约为800千克每秒。在一些实现方式中，所述速率可以高于800千克每秒或低于800千克每秒。盐快速移动，因为通过反应堆堆芯106中裂变的锕系元素在盐中生成大量热量，并且在该热盐中承载的热量必须快速移动到换热器112。 
因为盐如此快速行进，所以在每一次通过回路期间在反应堆堆芯中仅小部分锕系元素裂变。然而，锕系元素通过反应堆堆芯许多次。在一些情况下，在通过反应堆堆芯相当于10年的次数之后，例如给定锕系元素的初始量的大约30％可以被转变为裂变产物。 
在燃料-盐混合物103中溶解的锕系元素可以是各种锕系元素和锕系元素的组合并且可以从各种源和源的组合产生。在一些实现方式中，例如，锕系元素可以来自由现有核反应堆143生成的乏核燃料139。在一些实现方式中，锕系元素从退役武器152产生并且包括钚和/或铀。在一些示例中，源可以包括天然铀155。在一些示例中，源可以包括(富集过程剩下的)贫化铀159。在一些示例中，源可以包括新燃料157(其可以包括富含U-235的铀、或例如U-233、U-235、Pu-239或Pu-124的可转换钍和裂变物质的混合物)。在一些示例中，源可以包括新燃料157、退役武器钚或铀152、天然铀155、贫化铀159或乏核燃料139。 
反应堆堆芯中中子能级分布影响堆芯中在燃料-盐混合物中发生锕系元素裂变的效率。 
截面是当中子与核子作用(例如，碰撞)时发生特定反应的概率的测度。例如，吸收截面测量中子在入射在核子上时将由特定同位素的核子吸收的概 率。每一种同位素具有唯一一组截面，其作为入射中子的动能的函数变化。 
系统的中子总数中动能的分布例如由中子能谱表示。在裂变反应期间产生的中子平均具有在中子能谱的“快速”区域中的初始动能。快中子具有大于例如10keV的动能。超热中子具有在例如1eV和10keV之间的动能。热中子具有例如大约0.025eV的动能。在核反应堆的上下文中，热中子更广泛地指具有低于例如1eV的动能的热中子。 
在一些实现方式中，希望反应堆堆芯(包括堆芯中的燃料-盐混合物)具有包括大的热中子总数的中子能谱，因为在许多情况下热中子比快中子更容易在锕系元素中引入裂变。减少反应堆堆芯中热中子总数减小反应堆堆芯中锕系元素裂变的速率。 
用于燃料-盐混合物的盐的选择除了其他事物之外取决于盐对混合物内中子的能级可能具有的影响。 
当选择用于熔盐反应堆的盐成分时应考虑若干不同因素。重要的考虑是：盐中重核子的溶解度(通常，溶解度越高越好)、包括盐的同位素的中子俘获截面(通常，俘获截面越低越好)和包括盐地同位素的慢化能力(通常，慢化能力越高越好)。 
重核溶解度取决于盐地化学成分(例如，氟化锂具有比氟化钾更高的核素溶解度)。在一些实现方式中，优选盐成分是具有更高重核素溶解度的盐成分。根据我们的分析，若干盐成分(在下面的部分中详述)具有足够高以允许反应堆堆芯中的燃料-盐混合物保持临界的重核素溶解度。溶解度需要多高取决于使用的燃料。在基于具有十个ZrH1.6环(稍后更详细地讨论)并使用富含20％U-235的新燃料的模型的仿真中，0.35％重核素溶解度就足够了。先前提出的熔盐增值反应堆设计计划使用具有12％重核素的盐。在这里描述的系统中使用整个乏燃料锕系元素向量，我们估计需要至少20％溶解度。全部百分比以mol％表示。 
中子俘获截面取决于盐中特定一种或多种核素的同位素成分。Li-7具有低于Li-6的中子俘获截面，并且因此是当使用氟化锂盐时，用于氟化锂盐地更好的锂同位素。通常，预计氯盐不如氟盐有用，因为氯主要由Cl-35组成，其具有更高的中子俘获截面。如在后续部分中解释的，在考虑使用的盐中，其他成分可以有利地包括例如锂的更轻的元素，其具有比例如氯的更重的元素大的慢化能力。 
在一些实现方式中，燃料-盐混合物103包括熔融卤化盐(例如，LiF-(重核素)Fx)。在前面和后续化学式中，重核素可以是例如镧系元素，或可以是锕系元素，或可以是两者的组合。存在可以在熔盐反应堆中使用的至少三大类卤化盐：可以使用氯化盐，可以使用氟化盐，并且可以使用碘化盐，或可以使用它们中的任何两种或多种的组合。在一些实现方式中，在核反应堆系统100中使用氟化盐可以具有优点。(如前所述，例如，在天然氯化盐中具有75.55％的天然丰度的同位素Cl-35具有高热中子吸收截面。相比之下，氯化盐因此减少反应堆堆芯的中子能谱中热中子的数量。) 
适当的盐成分可以包括单独采用的下列盐成分中的每一个和它们中的任何两种或多种的组合：LiF-(重核素)Fx、NaF-BeF2-(重核素)Fx、LiF-NaF-(重核素)Fx、NaF-KF-(重核素)Fx和NaF-RbF-(重核素)Fx。使用这些核素的示例成分可以包括下列核素中的每一个或它们中的任何两种或多种的组合：8.5mol％(重核素)Fx-34mol％NaF-57.5mol％BeF2、12mol％(重核素)Fx-76mol％NaF-12mol％BeF2、15mol％(重核素)Fx-25mol％NaF-60mol％BeF2、22mol％(重核素)Fx-33mol％LiF-45mol％NaF、22mol％(重核素)Fx-78mol％LiF、25mol％(重核素)Fx-48.2mol％NaF-26.8mol％KF、27mol％(重核素)Fx-53mol％NaF-20mol％RbF、27.5mol％(重核素)Fx-46.5mol％NaF-26mol％KF和30mol％(重核素)Fx-50mol％NaF-20mol％KF。 
虽然具有高重核素溶解度的盐是有用的，但是应考虑除了重核素溶解度之外的考虑。具有最高摩尔百分比的(重核素)Fx成分不一定是最理想的。例如，30mol％(重核素)Fx-50mol％NaF-20mol％KF具有比22mol％(重核素)Fx-78mol％LiF高的重核素浓度，但是22mol％(重核素)Fx-78mol％LiF可能更好，因为第二盐中的锂具有比第一盐中的钠或钾大的慢化能力。例如锂的更轻的元素具有比例如钠的更重的元素大的慢化能力。 
在一些实现方式中，燃料-盐混合物103包括包含溶解的重核(LiF-(重核素)Fx)的氟化锂盐。在一些实现方式中，LiF-(重核素)Fx混合物可以包含高达例如22mol％(重核素)Fx。锂是非常轻的元素并且其慢化能力可以使得其对于热谱反应堆是中子有利的。特别地，Li-7具有理想中子属性。Li-6的热中子吸收截面(941靶)显著高于Li-7(0.045靶)。由锂吸收的中子降低反应堆的反应性，因为由锂吸收的中子不可用于分裂锕系元素。因此，在一些实现方式中，盐中的锂可以富集，使得其具有高份额的Li-7，其减少燃料-盐混合 物吸收热中子的趋势。 
在一些实现方式中，铍可以加入熔融卤化盐以降低盐融化温度。在一些实现方式中，燃料-盐混合物103包括包含溶解的重核子(LiF-BeF2-(重核素)Fx)的氟化铍锂盐。然而，燃料-盐混合物中的铍的存在可以降低Li-7富集的有效性，因为使用Be-9在(n,α)反应中产生Li-6。因此，在一些实现方式中，没有铍加入熔盐。在一些实现方式中，加入减少的量的铍。 
此外，加入铍可以减少盐中锕系元素的溶解度。因为与新燃料相比每千克乏核燃料存在更少裂变材料，所以可能需要更高锕系元素浓度以使得核反应堆系统101变为临界。从盐整个去除BeF2可以将盐地锕系元素的溶解度从12.3％增大为22％，足以使得燃料-盐混合物在未首先处理乏核燃料以增大裂变与可转换比(例如，通过去除铀)的情况下达到临界。在一些实现方式中，导致的锕系元素溶解度的增大允许核反应堆发电厂100使用整个乏核燃料向量作为燃料。在一些实现方式中，还可以使用与燃料的其他元素结合的乏核燃料的混合物或其部分。 
在操作期间，燃料-盐混合物103填充反应堆堆芯106。来自反应堆堆芯106中的裂变反应的一些自由中子可以引起反应堆堆芯106中其他燃料原子中的裂变。当反应堆堆芯106中产生的中子数量等于或基本上等于失去(例如，通过裂变、吸收或输送出系统(例如，“泄露”))的中子数量时，反应堆堆芯中的燃料-盐混合物可以处于临界或自持状态。当处于临界状态时，核反应是自持的。 
在一些实例中，反应堆堆芯中的燃料-盐混合物是否处于临界状态主要通过这些因素确定：燃料-盐混合物的核属性、用于制造核反应堆堆芯106的材料的属性，以及反应堆堆芯中燃料-盐混合物和其他材料的几何布置。这三个因素的组合主要确定空间中的中子和整个反应堆堆芯106的能量以及从而在反应堆堆芯106中发生反应的速率。反应堆堆芯106可以被设计为通过布置混合物、几何布置和材料使得中子产生速率完全或大约等于中子丢失速率，而保持反应堆堆芯中的燃料-盐混合物处于临界状态。 
通常，U-235和Pu-239在热中子能区域中比它们在快中子能区域中具有更大的裂变截面，也就是说，这些核子更容易通过热中子而非快中子裂变。 
中子俘获是另一可能的核反应并且可以在U-238和中子之间发生。在中子俘获反应中，核子吸收入射在其上的中子，但不再发射中子或经历裂变。 
在一些实例中，用于将U-238改变为Pu-239的最有效的中子能处于超热区域中。当U-238捕获中子以变为U-239，U-239β衰变为Np-239，Np-239β衰变为Pu-239时产生Pu-239(裂变同位素)。用于将U-238转变为U-239(并且最终转变为Pu-239)的最优能量范围由U-238’截面确定。图11中，U-238的裂变截面1102比全部低于大约1MeV的能量的俘获截面1104低，意味着具有低于1MeV的动能的中子相比引起U-238裂变具有被U-238俘获的更大可能性。在从大约5eV到10KeV的范围中俘获中子的可能性相对于裂变的可能性最大。这是用于将U-238转变为Pu-239的良好范围。 
一些实现方式所需的热和超热中子能谱可以通过引入慢化材料而实现。在一些实现方式中，可以例如在反应堆堆芯元件中引入慢化材料。在一些实现方式中，慢化材料可以插入和移除反应堆堆芯106。在一些实现方式中，可以使用两者的组合。在一些实现方式中，慢化元件通过例如降低燃料-盐混合物中中子的能量将中子能谱改变为更高具有更有用的特性。 
材料的慢化效率ηmod被定义为每次碰撞中子能的平均对数降低ξ乘以宏观散射截面∑s除以宏观吸收截面∑a，如在等式1.1和1.2中所示。 
ξ = ln E o E = 1 + ( A - 1 ) 2 2 A ln ( A - 1 A + 1 ) - - - [ 1.1 ]
η mod = ξ Σ s Σ a - - - [ 1.2 ]
在等式1.1中，E0是在与核子碰撞之前中子的动能，E是在与核子碰撞之后中子的动能，并且A是核子的原子质量。 
如等式1.1所指示的，中子在它们散射出具有较大原子质量的核子时，通常丢失较小部分的它们的动能。相反，中子在它们散射出具有较小原子质量的核子(例如，碳、氢、锂)时，通常丢失较大部分的它们的动能。低原子质量的核子意味着中子需要经历与慢化剂的较少碰撞以减慢为特定能量。 
每次中子与核子碰撞，存在中子将被该核子俘获的有限可能性。通常，应使在例如慢化剂的非燃料材料中俘获的中子最小，因为其不会导致裂变。为了减少中子俘获，具有更高慢化效率的慢化剂应是具有低俘获截面和低原子质量的慢化剂。低俘获截面意味着对于与慢化剂的每次碰撞，存在中子将被俘获的低可能性。 
一些核反应堆系统的反应堆堆芯使用石墨作为慢化剂。在一些实现方式中，反应堆堆芯106使用具有比石墨单独具有的慢化效率高的慢化效率的慢 化剂材料。 
在一些实现方式中，代替石墨，或在一些实现方式中除了石墨之外氢化锆的形式(例如，ZrH1.6)可以用作反应堆堆芯106中的慢化剂。存在其他态的氢化锆(ZrHx，其中x可以处于1到10的范围内)，并且氢化锆的物理属性在其他态之间改变。在一些实现方式中，可以使用包括更小的晶体的粉末状氢化锆。在一些实现方式中，更小的晶体可以形成为固体形状(使用例如下列处理中的一种或任何组合：烧结晶体，使用例如焦油的粘合剂将晶体粘合在一起，或任何其他适当的处理)。 
氢化锆具有比石墨更大的慢化能力，因为其具有高密度的氢核子。氢化锆中的氢核子大约比石墨中的碳核子轻12倍。遵循等式1.1，核子通常需要比与石墨的碰撞更少的与氢化锆的碰撞以达到热能。在一些实现方式中，在反应堆堆芯106中使用氢化锆而非单独使用石墨可以增大在超热和热能范围中中子的数量。 
将慢化剂用作氢化锆还可以提供增大U-238改变为Pu-239的速率的优点。该增大通过以与消耗裂变和可裂变锕系元素相同或基本上相同的速率产生裂变Pu-239可以允许核反应堆系统作为所谓的转变器反应堆而操作。虽然次锕系元素-例如，除了铀和钚之外的锕系元素-更容易使用快中子裂变，但是它们仍可以使用在反应堆堆芯106中存在的中子能谱在这种实现方式中裂变。 
可以单独和组合使用其他类型的慢化剂作为静止反应堆堆芯106中、或可移动慢化元件中或它们两者中的慢化剂。例如，可以使用石墨、氢化锆、氘化锆或其他慢化剂材料中的任何两种或多种的任何适当的组合。 
在一些实现方式中，慢化剂材料具有高密度的轻原子核子(例如，单独的氢、氘、锂等或它们中的任何两种或多种的任何组合)。ZrH中氢的浓度是每一锆原子1.6个氢原子。具有相似或更高密度的氢的另外的或其他材料或它们的组合可以用作慢化剂材料。其他慢化剂材料可以包括单独的下列物质或其任何组合：其他金属氢化物、金属氘化物和固体形式的低原子质量材料(例如固体锂)。在一些实现方式中，氘化锆可以比氢化锆更有效，因为氘具有比氢小得多的中子吸收截面。具体地，我们的计算机仿真示出在我们的反应堆堆芯设计中下列材料是有效慢化剂：氢化锆(ZrH1.6和ZrH2)、氢化钇(II)(YH2)、或氢化钇(III)(YH3)和氢化锂(LiH)。可以单独或将它们中的两种 或多种组合地使用这些材料。 
在一些实现方式中，反应堆堆芯106中的反应性水平可以使用例如慢化剂棒的一个或多个可移动慢化元件控制。慢化元件通过插入和移除反应堆堆芯106可以改变热和超热中子能谱。在一些实现方式中，这些慢化材料可以以单独或组合使用的棒、块、板或其他配置的形式。 
慢化棒可以由单独使用的氢化锆、氘化锆、石墨、或任何其他材料或材料的组合造成。棒可以具有各种形状、大小和配置，并且可以具有将它们插入或移除反应堆堆芯的各种方式。 
在反应向控制的上下文中，在一些实现方式中，慢化棒可以指由可以插入或抽出反应堆堆芯的慢化材料造成的元件。在一些实现方式中，慢化剂棒可以相对于反应堆堆芯容器106移动，使得慢化剂棒可以从反应堆堆芯106完全或部分抽出。在一些示例中，当慢化剂棒从反应堆堆芯106部分或完全抽出时，核反应堆系统101是亚临界的。通过部分或完全插入慢化剂棒直到反应堆变为临界而增大反应性。通过抽出慢化剂棒可以关闭反应堆。 
在一些实现方式中，将氢化锆用作慢化剂材料可以允许核反应堆系统101整个操作在乏核燃料上。在一些实现方式中，这种材料的使用可以允许核反应堆系统101部分操作在乏核燃料上。在一些实现方式中，氢化锆可以用于做出例如更高效的钍熔盐反应堆。在一些实现方式中，氢化锆的使用可以做出更中子高效的钍熔盐反应堆，因为氢化锆的慢化效率大于石墨的慢化效率。在钍反应堆(将钍改变为裂变U-233的反应堆)中氢化锆的使用可以减少所需的燃料量、可以改进燃料利用率、可以减小所需的反应堆堆芯大小或可以实现它们的组合。 
在一些实现方式中，希望使用比慢化材料更耐化学腐蚀的材料包围慢化材料，例如使用覆盖在氢化锆慢化剂棒上的石墨或碳化硅(或它们的组合)。包括这种覆层减小腐蚀引起慢化材料降解的可能性。在各种实现方式中，覆层材料可以具有低中子吸收截面、可以是中子慢化剂、或可以具有这些和其他属性的组合。在一些示例中，可以在反应堆堆芯的部分上覆层。在一些示例中，可以在慢化剂棒的部分上提供覆层。在一些示例中，可以在两者上提供覆层。 
在一些实现方式中，可以发生包括反应堆堆芯106的材料的不同膨胀或收缩。例如，反应堆堆芯106中的氢化锆、石墨或其他慢化剂材料将经受大 的中子通量，其可以导致体积膨胀或收缩。在其中在反应堆堆芯106中使用石墨和氢化锆两者的情况下，石墨和氢化锆可以经历显著不同的体积膨胀或收缩量。在一些实现方式中，可以在石墨和氢化锆的界面上提供间隙以防止(或减小趋势)这种膨胀或收缩使石墨覆层破裂并使氢化锆直接暴露于燃料-盐混合物。 
在一些实现方式中，例如，反应堆堆芯106可以被设计为在不同类型的材料之间具有间隙以防范由不同膨胀或收缩引起的破坏。在一些实现方式中，间隙可以填充例如氦的惰性气体以减少材料之间的化学反应。 
可替换地，或除了可移动慢化元件之外，在一些实例中可以在反应堆堆芯106中使用可移动控制棒。控制棒可以通过俘获入射在其上的中子而从系统去除中子。例如，可以使用在固体燃料反应堆中使用的控制棒、或其他类型的控制棒或它们的组合。通过从反应堆堆芯106抽出控制棒可以增大反应性。通过在反应堆堆芯106中插入控制棒可以降低反应性。 
在一些实现方式中，在使用反射物控制系统的一些情况下可以实现相同或相似效果。在一些示例中，可以使用反射物系统和控制棒两者。在反射物控制系统的一些示例中，吸收或慢化材料(或它们的组合)的可移动薄板可以存在于反应堆堆芯106的内部区域和内部区域周围的反射物之间。可以操纵(例如，升高、下降、旋转或另外操纵)所述薄板以增大或减少反射到反应堆堆芯106的内部区域中的中子量。反射物205可以在反应堆容器203内部、反应堆容器外部或在两者中。 
在一些实现方式中，结合或替代上述技术，可以通过调整额外的燃料加入初级回路102中的燃料-盐混合物的速率而控制反应性。在一些情况下，可以通过调整废料从初级回路102中的燃料-盐混合物中去除的速率而控制反应性。在一些实现方式中，可以使用加入燃料的速率和去除废料的速率的组合。随着在反应堆堆芯中消耗燃料，燃料-盐地反应性降低。最终，在不加入燃料或去除废料或两者都没有的情况下，燃料-盐混合物不再处于临界，并且热量的生成停止。通过以适当的速率加入燃料和去除废料，反应性可以维持在适当的水平。 
在一些实现方式中，随着时间的推移，裂变与可转换比可能太低而不能维持处于临界。在这种实例中，除了上述技术之外或代替上述技术，可以通过部分或完全插入或去除固体燃料元件而控制反应性。插入具有比燃料-盐混 合物高的裂变浓度的固体燃料元件可以增大反应堆中的反应性。相反，去除这种元件将降低反应堆系统的反应性。这种固体燃料元件可以采用例如在传统反应堆中使用的氧化物燃料棒、或金属燃料棒、或金属燃料板、或包含可裂变材料的卵状体或它们的任何两种或多种组合中的一种形式。可裂变燃料可以包括富集铀(高达20％U-235)、或贫化铀、或天然铀、或来自乏燃料的锕系元素材料、或武器材料、或钍和裂变材料或它们与任何其他可裂变材料的任何组合中的一种或任何两种或多种的组合。 
在一些实例中，固态燃料元件可以包括被覆层材料包围的可裂变材料的颗粒。在各种实现方式中，覆层材料可以包括与在传统反应堆中使用的相似或相同的金属或金属合金、或耐熔盐中的腐蚀的例如哈氏合金的金属或金属合金、或任何其他金属或金属合金、或例如石墨、或氢化锆或氢化钇的慢化材料或它们中的两种或多种的任何组合。 
在一些实例中，如在传统反应堆中，固态燃料元件可以在操作期间一直完全插入并且可以定期或另外地替换。在这种实现方式中，固态燃料元件可以提供比燃料-盐混合物单独提供的更多的反应性。这将允许反应堆使用具有更低浓度的重核子的燃料-盐混合物操作、允许使用具有更低裂变与可转换比地燃料-盐混合物操作、或允许燃料-盐混合物中更高燃耗(多少燃料材料经受裂变的测度)的燃料、或它们的任何组合。 
在一些实例中，从熔盐反应堆中移除的固体燃料元件可以包含与在来自传统反应堆的乏燃料中发现的相似的大量长寿命重核素。在一些实现方式中，这些使用后的燃料元件可以随后与熔盐混合用于用作熔盐反应堆中的燃料盐。在一些情况下，这些使用后的燃料元件可以放在临时存储器中或发送给永久处理设施。 
如果操作熔盐反应堆的重要目的是减少乏燃料库存，则如果由这种反应堆销毁的锕系元素废料比产生的多，那么使用包括固体燃料元件的熔盐反应堆仍然可以是有利的。如果主要目的是电力生产，则产生的锕系元素废料的量可能较不重要。 
图2是在数字仿真中使用的示例反应堆堆芯配置200的示意性截面图。数字仿真用于测试在仅使用溶解在熔融氟化锂中的乏核燃料作为燃料的熔盐反应堆中达到临界的能力。数字仿真使用由Oak Ridge National Laboratory开发的SCALE代码系统。在图2中示出的实现方式中，反应堆堆芯被建模为一 系列具有相等径向间距的十个同心慢化剂圆柱体(我们有时称其为环)204、由哈氏合金造成的堆芯容器203和在慢化剂环之间的间隙中的燃料-盐混合物202。(图2还示出反射物205。)同心环在数字仿真中使用使得易于进行计算机建模。各种其他类型的反应堆堆芯配置在各种上下文中可以是有利的或优选的。 
仿真中的圆柱体3米高。 
在数字仿真中，哈氏合金堆芯容器5cm厚并具有1.5米的内径。十个同心氢化锆环中的每一个5cm厚。LiF-(重核素)Fx燃料-盐混合物位于氢化锆环之间以及最外层慢化剂环和容器壁之间的9cm间隙中。容器被中子反射物205包围。在该仿真中，反射物是氢化锆(ZrH1.6)。可以单独或组合使用另外的或其他反射物(例如，石墨或氘化锆)。 
表1示出在数字仿真中使用的材料数据。 
表1 
(在随后的讨论中，引用的仿真工具是Oak Ridge National Laboratory的元件，“SCALE:A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluations，”(2009)。) 
使用ORIGEN-ARP图形用户界面计算来自示例轻水反应堆的乏核燃料的同位素成分，所述ORIGEN-ARP图形用户界面是用于普通反应堆设计的使用ORIGEN-S贫化代码和预计算截面集合求解时间依赖浓度的SCALE分析序列。在该情况下，规范化为具有4.2％的初始富集的1公吨铀的Westinghouse17x17装配被贫化为50GWd/MTHM(每公吨重金属千兆瓦天)，并且来自ORIGEN输出文件的同位素浓度用于计算乏燃料中每一种锕系元素同位素(丢弃裂变产物)的重量百分比(wt％)。表2示出用于数字仿真的乏核燃料的同位素成分。 
表2 
SCALE中的TRITON-NEWT序列用于分析图2中示出的和上面描述的堆芯模型。在该序列中，TRION控制模块用于按顺序调用函数模块BONAMI、WORKER、CENTRM、PMC和NEWT。BONAMI对主库截面执行Bondarenko 计算以解决能量自屏效果；WORKER格式化和传递其他模块之间的数据；CENTRM通过使用离散坐标求解Boltzmann传递方程而使用逐点和多组核数据来计算连续能量中子通量；PMC从CENTRM取得连续能量中子通量并计算组平均截面；以及NEWT执行2D离散坐标计算以确定系统的乘法系数。然后，应用轴向屈曲校正以解决轴向中子泄露。 
图3是在数字仿真中使用的计算网格300的图。仅对反应堆堆芯的四分之一进行建模以减少计算时间。因为反应堆堆芯的对称性，得到的乘法系数并未受影响。如图3中所示，由容器的外边缘303作为边界的圆形区域被分成为三十乘三十的网格301；填充210cm乘210cm的系统的其余部分的反射物区域305被分成为二十乘二十的网格307。反射边界条件用在底侧和左侧，并且真空边界条件用在顶侧和右侧。为了进行轴向屈曲校正，活动堆芯高度被设置为300cm，其中任一侧都没有反射。这里使用的轴向屈曲校正假设在活动堆芯区域的顶侧和底侧具有真空边界条件。在NEWT离散坐标传递计算中使用八阶正交。 
根据数字仿真，计算1.043的乘法系数(中子产生和丢失比)。该值指示在没有处理以增强锕系元素向量的情况下(例如，在没有去除一些或全部铀的情况下)，使用整个乏核燃料锕系元素向量作为燃料具有绰绰有余的反应性以实现临界。 
这里使用的数字仿真可以被修改为包括更高的高保真中子计算、优化的或改进的材料配置、解决高于和低于反应堆堆芯的反应性的完全三维模型以及其他修改。这种修改可能潜在地导致指示显著更高的剩余反应性的数字仿真。 
如前所述，在一些实现方式中，慢化剂材料(例如，氢化锆和其他提及的材料)可以与反应堆堆芯中的燃料-盐混合物不兼容。在一些实现方式中覆层材料可以用在慢化剂材料和燃料-盐混合物之间。石墨与一些类型的熔盐兼容，并且也是中子慢化剂。修改和重复使用氢化锆作为慢化剂材料的数字仿真，其中每一个氢化锆环的两侧上的表面被替换为石墨。因此，每一个环由1cm的石墨、3cm的氢化锆和另外的1cm的石墨组成。数字仿真示出该修改未严重降低反应性。用于该修改后的系统的乘法系数为1.01，其由于增加了石墨覆层减小了0.03。 
在一些腐蚀过程缓慢的情况下，至少与核反应堆系统101的一些操作方 面相比，可以通过薄覆层(例如，几毫米厚的石墨覆层)实现防止燃料-盐混合物和可能不兼容的慢化剂材料之间的接触。在一些实现方式中，可以使用例如碳化硅水晶或SiC-SiC复合物或它们的组合的材料。 
在一些实现方式中，覆层材料可以具有下列属性中的一个或者两个或多个的任何组合：耐熔融卤化盐中的腐蚀、低中子截面和能够在反应堆的稳定状态操作温度和压力下保持它们的机械和材料完整性。希望使覆层材料保持得越薄越好，因为较厚的覆层材料层吸收较少的中子。取决于使用的材料，覆层厚度可能处于大约一毫米道一厘米的范围内。 
为了示出通过使用氢化锆而非石墨作为慢化剂引起的中子能谱的区别，使用石墨环而非氢化锆环重复相同的数字仿真。图4是示出两个不同反应堆堆芯中仿真的中子能谱的曲线图的图400。在图400中标记为“ZrH1.6环”402的曲线图基于图2中示出的反应堆堆芯配置的数字仿真，其包括氢化锆慢化剂材料。在图400中标记为“石墨环”404的曲线图基于图2中示出的反应堆堆芯配置的数字仿真，其中石墨慢化剂材料替代图2中示出的氢化锆慢化剂材料。图400中示出的曲线图是两个数字仿真的完整堆芯中子能谱。在两个数字仿真中总中子通量被规范化为1x1015n/cm2-s。 
图400中示出的曲线图的比较通过示例示出使用氢化锆作为慢化剂的优点。如图400中所示，数字仿真指示与在石墨慢化系统中相比使用氢化锆慢化剂材料导致在热范围中大约十倍的中子。根据数字仿真，石墨慢化系统的乘法系数为0.358，其显著低于临界，而氢化锆慢化系统的乘法系数为1.043，其高于临界。 
在数字仿真中使用的反应堆堆芯设计通过示例示出氢化锆作为慢化剂材料的一些性能方面。可以通过使用其他反应堆堆芯设计实现这些性能方面、或另外的或不同操作参数。在各种实现方式中，几乎有无限多种布置材料的方式(例如，氢化物或氘化物慢化剂、燃料-盐混合物和哈氏金属容器)。 
实现临界反应堆的一个设计参数是表示为燃料的体积和慢化剂的体积之比的燃料和慢化剂比，其独立于材料的几何布置。可以潜在地确定优化的、改进的或另外地优选的燃料和慢化剂比，并且这个值可以指导整个堆芯设计。 
六系数公式(等式1.3)描述用于确定核反应堆系统的反应性(并且因而临界性)的系数。 
k＝ηfpεPFNLPTNL    [1.3] 
在等式1.3中，k被称为“中子乘法系数”并且还可以被定义为一次生成的中子数除以前次生成的中子数。η被称为“增殖系数”，并且被定义为燃料中每次吸收事件通过裂变产生的中子数。f被称为“热利用系数”，并且被定义为对于给定中子吸收事件在锕系元素材料中发生中子吸收的概率。p被称为“逃脱共振概率”，并且被定义为在未被吸收的情况下使得能量从快转变为热的裂变中子的部分。ε被称为“快裂变系数”，并且被定义为裂变中子的总数除以由热裂变产生的裂变中子数之比。PFNL被称为“快非泄露概率”，并且被定义为快中子不会从系统泄露的概率。PTNL被称为“热非泄露概率”，并且被定义为热中子不会从系统泄露的概率。通常，具有高表面区域与体积比的系统具有更高的PFNL和PTNL。 
如果k小于1，则系统被定义为亚临界。亚临界系统不能维持核反应。如果k等于1，则系统被定义为临界。临界系统处于稳定状态，并且产生的中子数完全等于丢失的中子数。如果k大于1，则系统被定义为超临界。在超临界系统中，通过裂变事件产生的中子数指数地增加。 
核反应堆的反应性ρ被定义为反应堆与临界状态的脱离，并且通过等式1.4给出。 
ρ＝(k-1)/k   [1.4] 
图1、2、5、6、7、8和9示出各种实现方式的可能的反应堆堆芯配置和特征。可以使用各种这些和其他反应堆堆芯配置和特征以及它们的组合。 
图5是反应堆堆芯的示例棱柱配置500的截面视图。在棱柱配置的一些实现方式中，燃料-盐混合物(与纸平面垂直地)流过六边形块、正方形块、三角形块或其他形状块504(或它们中的两者的任何组合)的慢化材料中的管状通道502。 
使用SCALE建模具有1.26cm的通道间距505(一个通道的中心和相邻通道的中心之间的距离)、0.500cm的通道半径507和300cm的长度的棱柱堆芯配置500的示例。该系统的乘法系数k为1.0489。 
在其中半径为300厘米并且高度为300厘米的反应堆堆芯的一个实例中，体积大约为21.2立方米。在该实现方式中，大约30,000个这些六边形通道在反应堆堆芯中。在一些有用的实现方式中，使用燃料-盐混合物完全填充反应堆堆芯的开放体积(即，未被慢化剂、覆层、慢化剂棒或控制棒的一些组合占据的体积)。如前面的部分中描述的，体积与表面区域和体积比影响六系数 公式的PFNL和PTNL项，并且转而影响临界性。通常，堆芯几何结构的变化改变六系数公式中的项。 
在图5中示出的示例中，六边形块504中的每一个包含一个管状通道502。在一些实现方式中，每一个六边形块504可以包含多于一个管状通道502。在一些实现方式中，大块慢化材料可以包含许多管状通道502。在一些实现方式中，可以使用这种类型的六边形块中的两种或多种的组合。 
在上面描述的数字仿真后中使用的示例反应堆堆芯配置(图2)使用岐管配置。在包括岐管配置的实现方式中，燃料-盐混合物在慢化材料的板204之间的区域(间隙)202中从反应堆堆芯一端111(图1)流向另一端115(图1)。板204可以包括任何适当形状的多个部分的慢化材料。岐管配置可以结合弧形板(例如，如图2中所示)、或平板、或它们的组合和任何各种其他类型的板几何结构。 
在一些实现方式中，板可以在慢化剂装配中分组在一起。在一些实现方式中，多个装配可以聚合在单个反应堆堆芯中。在一些方面中，这种慢化剂装配可以与在固体燃料反应堆中使用的燃料装配相似。 
图6示出反应堆堆芯的静止(但非永久)慢化剂元件的示例颗粒配置600的截面视图。在具有这种颗粒配置的一些实现方式中，燃料-盐混合物在其从一端向另一端地通过反应堆堆芯时流过在慢化材料的颗粒602周围的间隙603。颗粒602可以是球形的(如图6中所示)或任何其他适当几何结构、或球形和非球形的组合。使用SCALE建模颗粒堆芯配置600的一个示例。在该仿真中，具有4cm半径的球形颗粒(与图6不同，封装为使得它们的中心形成在中心点之间的间隙等于球体的半径的规则矩形网。这被称为“正方形间距”)导致1.0327的乘法系数。 
图7示出反应堆堆芯的静止慢化剂元件的示例棒配置700的截面。在棒配置700的实现方式中，燃料-盐混合物流过围绕慢化材料的棒702的间隙703。棒702可以是简单的圆柱体，或者棒702可以具有另一形状。在单个反应堆堆芯中，还可以使用具有不同形状的棒的集合。例如，棒702可以是环形棒；或翅片棒；或螺旋棒；或扭曲螺旋棒；或环形螺旋棒；或环形扭曲螺旋棒；或具有绕线间隔物的紧密封装的棒；或具有绕线间隔物的紧密封装的环形棒；或其他类型的棒；或这些形状中的两种或多种的任何组合。使用SCALE对其中棒的半径为0.5075cm并且棒间距(一个棒的中心和相邻棒的 中心之间的距离)为1.26cm的棒堆芯配置700的一个示例进行建模。该系统的乘法系数为1.0223。 
在一些实现方式中，棒可以每一个具有中空内部通道。这些棒被称为环形棒。燃料-盐混合物或可能的调节慢化剂温度的冷却剂流体可以流过棒的中空内部通道。使用SCALE对其中燃料-盐混合物流过每一个慢化棒内的通道以及流过棒外部的空间的环形棒堆芯配置的一个实例进行建模。每一个棒的内径为0.05cm，每一个棒的外径为0.53cm，并且棒间距为1.26cm。该系统的乘法系数为1.0235cm。在所建模的情况下，燃料-盐混合物流过环形棒内部和外部两者。在其中燃料盐在每一个棒的外部上流过，并且不同的、非放射性冷却剂在每一个棒的内部上流过的示例中，非放射性冷却剂的目的是防止环形棒过热。如果环形棒由不允许比某一最大温度更热的材料造成，则可以使用这种方式。 
在给定反应堆堆芯中，还可以使用板元件、颗粒元件和棒元件中的两种或多种的任何组合、以及甚至其他类型的元件及它们的组合。支配几何配置和选择元件的原理是反应堆堆芯具有低表面区域和体积比以保持六系数公式的PTNL和PFNL项尽可能高。 
图8是包括下降管802的实现方式的示例反应堆堆芯800的侧面剖视图。该示例中的下降管802形成圆柱体通道或套在反应堆堆芯周围，并且允许燃料-盐混合物进入或流过反应堆堆芯。图8示出流过反应堆堆芯800的总方向。燃料-盐混合物通过进口区域804进入反应堆堆芯，并且流过下降管802的圆柱形流动通路806至下腔室808中。从下腔室808，燃料-盐混合物流过驱动器区域810至上部区域814中。从上部区域814，燃料-盐混合物通过出口区域816流出反应堆堆芯。 
在一些实现方式中，驱动器区域可以被定义为非下腔室的反应堆堆芯的部分。在一些配置中，代替使用下腔室，燃料-盐混合物在反应堆堆芯的底部直接进入反应堆堆芯并且流出反应堆堆芯的顶部。在一些配置中，代替使用下腔室，燃料-盐混合物在反应堆堆芯的一侧直接进入反应堆堆芯并且流出反应堆堆芯的另一侧。 
在一些实现方式中，驱动器区域810包括静止慢化剂元件812，其包括慢化剂材料。下腔室802可以将燃料-盐混合物暴露于否则可能泄露出堆芯的中子。因此，使用下腔室802可以减少泄露并且因而增大可转换核素转变为 裂变核素的速率。下腔室802可以包括慢化材料。我们已描述的示例堆芯配置中的任何一种以及其他堆芯配置可以使用下腔室802。 
图8示出围绕驱动器区域810的下腔室802。在一些实现方式中，反应堆堆芯可以包括具有另一配置的下腔室。例如，反应堆堆芯可以在反应堆堆芯的中心中包括下腔室。在这种示例中，进入的燃料-盐混合物可以流过生成大部分热量的活动区域。各种其他配置可以用于下腔室，以便诱捕可能泄露出堆芯的中子(以增大六系数公式的PTNL和PFNL项)。例如，下腔室越宽，丢失的中子越少，但是反应堆中的盐必须越多。 
图9是包括转换区域902的实现方式的示例反应堆堆芯900的图。我们已描述的示例堆芯配置中的任何一种以及其他堆芯配置可以使用转换区域902。在一些实现方式中，转换区域通常是圆柱体并且围绕反应堆堆芯的内部区域904。在一些实现方式中，转换区域902和内部区域904具有不同燃料和慢化剂比。例如，可以调整不同区域中的燃料和慢化剂比以增大可转换和可裂变转变。在一些实现方式中，可能存在具有不同的相应的燃料和慢化剂比的多个区域。一个这种示例是在中央区域中具有相对低慢化、在中间区域具有稍高一些的慢化并且在外部区域具有最高慢化的堆芯。这允许中子能谱在中央区域保持为快，并且在径向方向上变得越热。 
在图9中示出的示例中，燃料好慢化剂比在转换区域902中比在内部区域904中更高。在内部区域904中，燃料-盐混合物流过慢化剂材料的块908中的通道906。在转换区域902中，燃料-盐混合物流过慢化剂材料的块912中不同大小(在该情况下，更大)的通道910。在一些实现方式中，内部区域可以具有比转换区域更高的燃料和慢化剂比。 
板的各种配置、大小和形状、板的装配和板装配的聚合(我们可以广义地将其称为慢化剂板的几何结构)是可能的。作为一个简单的示例，例如，可以使板或多组板扭曲以改善反应堆堆芯的热水力特性，或用于其他目的。临界性和与慢化剂板的几何结构相关联的各种参数之间的关系是复杂的并且通常不不容易在显式中表示，计算机仿真可以用于确定慢化剂板的可行的和有利的几何结构。 
如下面的表3中所示，氟化盐相对于一些其他反应堆冷却剂具有高体积热容量。 
表3-在冷却剂温度上升100C的情况下传递1000MWt的冷却剂的相对热 传递能力。 
(来源：C.W.Forsberg,“Thermal-and Fast-Spectrum Molten Salt Reactors for Actinide burning and Fuel Production,”GenIV Whitepaper,United States Department of Energy,(2007))。 
因为该高热容量，初级回路102的组件(例如，除了反应堆堆芯之外，管、阀和换热器)可以具有比使用其他冷却剂的系统中使用的组件更小的内径，因为每单位体积可以从反应堆堆芯由容量-盐混合物携带至换热器的热量高。 
核反应堆系统101可以提供安全性优势。例如在前面的部分中描述的设计的物理特征给予它们减少某些事故场景的可能性的许多安全性特征。例如，反应堆堆芯106中的反应性可能通过意外慢化剂棒排出或控制棒排出而增大。如果这种反应性增大(不论由什么引起)导致超临界系统，则反应堆和初级回路中的温度将快速升高。可以在反应堆堆芯106中结合一个或多个特征以补偿意外反应性增大。 
例如，燃料-盐混合物具有正温度膨胀系数。因此，当燃料-盐混合物的温度增大时，盐膨胀并且燃料密度减小，导致反应性自动减小。该膨胀还可以迫使燃料-盐混合物中的一些离开反应堆堆芯106，并且堆芯中减少的燃料量可以降低反应性。 
在其中反应堆堆芯106使用燃料中的大部分U-238操作的情况下，多普勒展宽效应也可以引起反应性下降。当U-238的大的热共振随着温度增加展开时，可以发生该效应。在较宽的U-238共振中的中子吸收速率增加，并且共振之下的中子浓度降低，导致较低的热和总裂变反应速率以及减小的反应性。除了这些被动安全性特征之外，或代替这些被动安全性特征，可以插入控制棒或关闭棒，并且可以移除慢化剂棒，或可以控制它们的组合以在例如 数秒内关闭链式反应。 
核反应堆系统101还可以提供另外的安全性特征。一些核反应堆依赖于运营商动作、外部电力、或主动安全性系统以防止意外场景中的损坏。例如，一些核反应堆系统连续泵送冷却剂至反应堆堆芯上以防止融毁。在这种传统核反应堆系统中，泵操作在与反应堆本身分开的外部电源上。备用电力系统(例如，大型柴油发电机和电池)在这种核电系统中使用以确保将电力连续供应至泵。然而，在这种传统核反应堆中可能全部备用系统同时故障(例如，由于共同原因)。 
虽然，在一些实现方式中，核反应堆系统101可以结合这种主动安全性特征中的一个或两个或多个的组合，但是核反应堆系统101还可以或可替换地在不依赖于这种特征的情况下提供安全性。例如，核反应堆系统101可以在不依赖于主动安全性措施的情况下提供被动安全性。被动安全核反应堆不需要运营商动作或电力以在例如紧急情况下或在其他条件下安全地关闭。核反应堆系统101中的燃料-盐混合物不需要额外的冷却剂。如果核反应堆系统101丢失外部电力，则燃料-盐混合物通过冷冻阀流出反应堆堆芯至辅助安全壳子系统120。 
在一些实现方式中，核反应堆系统101可以提供环保优势。来自一些反应堆的乏核燃料包括两大类材料：锕系元素和裂变产物。由一些反应堆产生的废料中的许多裂变产物具有短的放射性半衰期，并且仅在数百年内具有显著的放射性。由一些反应堆产生的废料中的许多锕系元素可以在多大100,000年内具有显著的放射性。 
核反应堆系统101可以使用来自其他反应堆的乏核燃料中的锕系元素作为燃料。通过在来自其他反应堆的乏核燃料中的锕系元素中引入裂变，由核反应堆系统101产生的大部分废料由裂变产物组成。乏核燃料在核反应堆初级回路中保持得越久，可以转变为裂变产物的锕系元素的百分比越大。因此，核反应堆系统101可以使否则在乏核燃料中存在的具有较长半衰期的放射性材料的水平降低，并且因而减少由其他核反应堆系统产生的废料的放射性寿命(例如，将其减少为数百年)，从而减少对永久核废料仓库(例如，Yucca Mountain)的需要。具有较短半衰期的裂变产物可以安全地存储在地上直到它们的放射性衰变为无关紧要的水平。 
在一些实现方式中，核反应堆系统101可以在电力生产中提供优势。在 一些实现方式中，核反应堆电站系统100可以将由传统核反应堆产生的高水平的核废料转变为大量电力供应。例如，一些核反应堆系统仅利用给定量的铀中大约3％的潜在裂变能量，而核反应堆系统101在一些实例中可以利用更多的剩余能量。乏核燃料在核反应堆中保持得越久，可以利用的剩余能量的百分比越大。作为说明性示例，核反应堆系统101的大量部署可以潜在地使用现有核废料存储以满足世界数十年的电力需要。 
如图1中所示，初级回路102的裂变产物去除114组件可以结合各种系统、组件和技术。在核反应堆系统101中随着锕系元素的分裂连续产生裂变产物。这种裂变产物可以用作反应堆堆芯106中的中子毒物。这种裂变产物可以通过卤化物造渣过程从燃料-盐混合物中去除。卤化物造渣已作为分批工艺以工业工模使用了数十年。卤化物造渣过程可以确保在一些情况下反应堆保持临界。 
在一些实现方式中，裂变产物去除组件114包括在初级回路管中的口123，其允许分批119去除熔融燃料-盐混合物。在一些实现方式中，该燃料-盐混合物随后使用卤化物造渣131处理。在一些情况下，例如，新的燃料-盐混合物121通过相同的口加入初级回路以补足去除的盐的体积。在一些实现方式中，例如，卤化物造渣过程可以自动进行以使得成为核反应堆系统101中的内嵌单元。在这种实现方式中，熔融燃料-盐混合物在流过初级回路的管时通过卤化物造渣过程发生的裂变产物去除组件114。其他布置也可用于去除废料和再填装初级回路。 
在一些实现方式中，一个或多个冷冻阀可以控制在初级回路102和辅助安全壳子系统120之间流动的流体。在一些示例中，这些冷冻阀由主动和连续冷却的卤化盐造成，使得盐处于固体形式，允许它们在正常操作期间保持紧密。在导致异地或备用电源丢失的意外场景的情况下，冷冻阀将不再主动冷却。当包括冷冻阀的卤化盐不再主动冷却时，盐融化并且阀打开，允许燃料-盐混合物流出初级回路102至辅助安全壳子系统120的被动冷却存储罐117中。 
在一些实现方式中，冷冻阀118和被动冷却存储罐117可以使用各种组件、材料和技术以提供来自初级回路102的燃料-盐混合物的辅助安全壳。在一些实现方式中，辅助安全壳子系统120本身包括可以安全地存储来自初级回路120的燃料-盐混合物的安全壳容器117。安全壳容器117的几何结构使 得在安全壳容器中包含的燃料-盐混合物不能实现临界性。例如，安全壳容器117可以被构造为使得流入其中的燃料-盐混合物具有大的表面区域和体积比。在不需要进一步主动冷却的情况下，由于例如自然对流和传导非临界配置中的燃料-盐混合物可以保持冷却。 
任何适当的管可以用于初级回路102。初级回路102的管携带熔融燃料-盐混合物。在初级回路102中，当中子撞击后锕系元素经历裂变时，反应堆堆芯106中产生热量。在核反应中产生的光子、中子和较小的核素可以在燃料-盐混合物中储蓄能量，将其加热。燃料-盐混合物将热量携带出反应堆堆芯106。例如，泵108a使燃料-盐混合物通过反应堆堆芯106至换热器112地移动通过初级回路102的管。 
在一些实现方式中，初级回路102的管可以耐熔融卤化盐的腐蚀损坏和核反应的辐射损坏。在一些实现方式中，在例如哈氏合金-N或哈氏合金-X的具有高镍含量的合金中可以减少或最小化腐蚀。这些合金可以在高达704℃的温度下操作。对于使用更高系统温度的系统，SiC-SiC复合物或碳-碳复合物或它们的组合可以用于初级回路的管、阀和换热器。在一些实现方式中，可以将初级回路102中包含的燃料-盐混合物保持在大约大气压强处。将系统保持在大气压强处减少系统经受的机械压力。 
在一些实现方式中，换热器112可以包括各种结构、组件或子系统以在初级回路102和次级回路104之间传递热能。在一些实现方式中，换热器112从初级回路102向次级回路104传递热能，并且次级回路104在布雷登循环中使氦气通过常规燃气涡轮机系统。一些类型的换热器(例如，由航空业开发的换热器)包含缓冲气体区域83以更好地分开可以在换热器中扩散的气体。这种缓冲气体区域可以在核反应堆系统101中使用以减少从初级回路102向次级回路104的氚迁移。 
在一些实现方式中，可以通过可替换的高表面积金属海绵85在初级回路102中收集贵金属。使用这种材料可以减少表面上的贵金属板与熔融燃料-盐混合物接触的程度。希望减少这种电镀，因为电镀到换热器112上的贵金属可以改变其热传导属性。 
在一些实现方式中，核反应堆系统101可以包括包含非放射性熔融盐或任何其他工作流体的中间回路。中间回路可以被保持在比初级回路102的压强稍微高的压强。因此，如果在中间回路和初级回路之间存在泄露，则压强 差可以防止放射性燃料-盐混合物进入中间回路。 
在一些实现方式中，次级回路将包含与熔融卤化盐一样不具腐蚀性的且不包含放射性材料的例如氦、二氧化碳、或蒸汽、或它们中的两种或多种的组合的适当的工作流体。因此次级回路将不经历严重的腐蚀或辐射损坏，所以为次级回路管选择材料比为初级回路管选择材料存在更大余地。次级回路管可以由例如不锈钢地适当材料构成。 
布雷登循环可以使用氦、二氧化碳或另一适当的流体。在一些实现方式中，次级回路104可以使用例如郎肯循环的蒸汽循环、或结合使用相同热源的热引擎的装配的组合循环。郎肯循环是通常在煤、天然气、油和核电站中使用的将热量转变为机械功的方法。布雷登循环是将热量转变为机械工作的方法的可替换方法，其也依赖于例如氦或二氧化碳的热的、压缩的工作流体。在一些实例中，氦布雷登循环具有与从水中清除(去除)氚相比可以更容易地从氦中清除氚的优势。布雷登循环还可以在更高的温度下操作，其允许当将热量转变为机械功时更好的热力学效率。在选择次级回路104的热力循环时可以考虑另外的或不同的因素。在飞机和在天燃气电站中良好地建立了开放式循环布雷登涡轮机的使用。关闭式循环氦布雷登涡轮机已在实验室规模展示。 
在一些实现方式中，可以使用由反应堆直接产生的高温度过程热量。可以在例如氢生产、或水脱盐、或区域供热、或它们中的两种或多种的任何组合。 
在一些实现方式中，次级回路104的氚清除器组件116可以结合各种系统、组件和技术。在熔盐反应堆中，氚可以是移动的。例如，氚可以容易地扩散通过燃料-盐混合物并穿过换热器112至次级回路104中。例如，这种氚可以从次级回路104中(例如，连续地、周期性地、或另外地)清除以防止将氚释放至环境中。 
在一些实现方式中，核反应堆系统101从另一核反应堆系统143接收乏核燃料139。例如，来自另一核反应堆系统的乏核燃料颗粒147可以与金属覆层分开。颗粒可以随后溶解在熔融卤化盐145中用于填装初级回路。在一些情况下，乏核燃料在与熔融氟化盐结合之前可以以各种方式操纵。例如，可以机械地切碎和摇动燃料装配以将大块乏燃料与金属覆层分开。在大块金属覆层与乏燃料分开之后，一些残留的金属覆层可以保持在分开的燃料上。 然后，可以应用适当的溶剂以溶解燃料、覆层或两者。当燃料和覆层材料处于溶解状态时可以更容易地分开它们。 
在一些实现方式中，使用还未包含放射性材料的卤化盐149(例如，LiF)形成熔融燃料-盐混合物。卤化盐放置在混合容器中并且被加热直到在熔炉151中熔融。当盐熔融时，将乏核燃料颗粒147加入熔融盐，并且成分被混合直到来自乏燃料颗粒的锕系元素溶解在盐中以形成燃料-盐混合物。燃料-盐混合物随后通过初级回路一侧上的口加入初级回路。在一些实现方式中，计算机仿真可以确定锕系元素和将燃料-盐混合物加入初级回路后的燃料-盐混合物中的裂变产物浓度。这些计算机仿真可以转而用于预测反应堆堆芯106中的中子能谱。在一些情况下，在这些计算机仿真后，可以调节反应堆中的燃料的装载和卸载循环以确保反应堆堆芯106中的最优中子能谱。 
在一些实现方式中，如我们已提及的，在燃料盐混合物中使用的燃料可以包括来自其他反应堆的乏核燃料。乏核燃料通常在已从现有反应堆143中移除的装配中可获得，并且包括以颗粒形式的乏核燃料填充的另一材料的中空外壳(覆层)。在一些实现方式中，通过去除覆层以使乏燃料颗粒暴露而改变装配。然而，当我们说到未处理的乏核燃料时，我们不将去除覆层考虑为乏核燃料的处理。当我们说乏核燃料是未处理的时，我们意指未对外壳内部的乏核燃料的成分(例如，化学地或反应地、或通过分开的方式)做出任何改变。在一些实现方式中，在将乏核燃料用在反应堆中之前可以将化学、反应、或分开处理应用于乏核燃料。例如，我们可以从乏核燃料中去除裂变产物。从乏核燃料中去除裂变产物不改变乏核燃料的锕系元素向量。在一些情况下，如我们在别处讨论的，整个未处理乏核燃料向量、或整个锕系元素向量、或另外的这种处理(例如去除U-238)后的锕系元素向量可以与锕系元素的其他来源以各种比例或混合状态混合。因此，从反应堆中产生的乏核燃料具有小部分裂变产物和大部分锕系元素。“未处理”乏核燃料具有去除任何这些裂变产物和锕系元素。如果去除裂变产物(但未去除锕系元素)，则剩余的是“整个乏燃料锕系元素向量”。如果去除一些锕系元素(例如，U-238)，则剩余的可以被称为包含来自反应堆的乏核燃料的至少部分的已处理燃料。你可以随后采用这三种(未处理燃料、整个乏燃料锕系元素向量或已处理燃料)中的任何一种、或它们中的任何两种或多种的组合，并且还可以将它们与锕系元素的其他来源混合。 
图10是示出用于处理核材料的示例过程1000的流程图。示例过程1000包括由多个实体执行的操作。特别地，如图10中所示，可以由轻水反应堆系统1002的运营商执行示例过程1000的多个方面，熔盐反应堆系统1004、电力设施1006和废料设施1008。在一些实现方式中，过程1000可以包括由示出的实体或由不同类型的实体执行的另外的或不同的操作。 
在一些实现方式中，轻水反应堆系统1002可以包括典型轻水核反应堆或不同类型的核反应堆系统。轻水反应堆系统1002接收核燃料1003并通过核燃料的反应生成电力。来自核燃料的反应的输出电力1022可以被转变和传递到电力设施1006。电力设施1006可以将输出电力1022作为电力1007分配到消耗站点1007。例如，电力设施1006可以使用电网来分配电力。在一些情况下，电力设施1006可以将输出电力1022转变、调节或另外地修改为适当的格式用于分配到电网。 
轻水反应堆系统1002作为生成输出电力1022的核反应的副产物产生乏核燃料1020。在一些实现方式中，来自轻水反应堆系统1002的乏核燃料1020可以被转运到熔盐反应堆系统1004。在一些实现方式中，如前面解释的，熔盐反应堆系统1004整个操作在乏核燃料1020上而除了去除任何覆层之外不需要进一步的操纵。例如，熔盐反应堆系统1004可以使用基本上具有由轻水核反应堆系统1002产生的废料的材料成分的乏核燃料。在一些实现方式中，熔盐反应堆系统1004可以接收另外或不同类型的材料，包括另外或不同类型的燃料。例如，如前面提及的，熔盐反应堆系统1004可以接收来自核武器库存、或核废料存储设施、或它们的组合和其他来源的燃料材料。在一些实现方式中，熔盐反应堆系统1004可以包括图1的核反应堆系统101或被配置为燃烧乏核燃料1020的另一类型的核反应堆系统。熔盐反应堆系统1004可以与轻水反应堆系统1002、与废料设施1008、或与它们中的任何两种或多种的组合和其他类型的相同和设施位于相同地点。熔盐反应堆系统1004通过与熔盐材料混合的乏核燃料材料的反应而生成电力。来自燃料-盐混合物的反应的输出电力1024可以被转变和输出到电力设施1006。电力设施1006可以将输出电力1024以电力的形式分配到消耗站点1007。在一些情况下，电力设施1006可以将输出电力1024转变、调节或另外地修改为适当的格式用于分配到电网。 
熔盐反应堆系统1004作为生成输出电力1024的核反应的副产物产生乏 核燃料1020。在一些实现方式中，来自轻水反应堆系统1004的废料可以被转运到废料设施1008。废料设施1008可以处理、存储或另外地管理由熔盐反应堆1004产生的废料1026。在一些实现方式中，废料1026包括比乏核燃料1020显著低水平的长放射性半衰期材料。例如，熔盐反应堆系统1004可以产生主要包括与锕系元素相比具有短半衰期的裂变产物的废料。 
其他实现方式在下列权利要求的范围内。 
例如，在一些情况下，权利要求中陈述的动作可以以不同顺序执行并且仍然实现理想的结果。此外，附图中描绘的过程不一定需要示出的特定顺序或序列顺序以实现理想的结果。在一些情况下，我们描述了用于执行各种功能的系统的元件的单个或多个设备。在许多情况下，引用单数应被解释为引用复数并且反之亦然。 
在我们在这里描述的系统和技术的一些实现方式中，熔盐反应堆的运营商将是电力设施公司。操作熔盐反应堆的电力设施可以拥有熔盐反应堆或可以从另一实体租赁。如果设施拥有并操作熔盐反应堆，则其可能为熔盐反应堆的构造提供资金。如果熔盐反应堆被租赁给运营商，则熔盐反应堆的制造商可能为构造提供资金。 
在一些实现方式中，电力设施公司可以操作轻水反应堆，其产生可以随后用作用于熔盐反应堆的燃料的乏核燃料，或设施可以支付以从另一实体取得乏核燃料并使用该乏核燃料作为用于熔盐反应堆的燃料。在一些实现方式中，设想将在熔盐反应堆站点处理(例如，从其覆层去除)乏核燃料，并且操作熔盐反应堆的设施也可能处理乏核燃料。在该情况下，设施公司将从盐生产者购买卤化盐，并且然后将卤化盐与处理后的核燃料混合以产生在熔盐反应堆中使用的燃料-盐混合物。可替换地，设施或政府机构可以支付分开的公司以取得乏核燃料，将该乏核燃料与从盐生产者购买的卤化盐混合，并且随后将燃料-盐混合物出卖给熔盐反应堆运营商。 
在一些示例中，可以由监管永久废料处理的政府机构收费取得由熔盐反应堆产生的废料。该废料将被处理(例如，玻璃化)为适用于在长期处理设施中放置的废料形式。如果中间处理不可用(目前在全部国家都如此)，则废料可以存储在站点上，直到长期存储变为可用，或其可以由政府机构或第三方收费取得用于短期存储直到长期存储变为可用。 
例如，可以在熔盐冷却反应堆中或在加速器驱动系统中应用我们在熔盐 反应堆的上下文中描述的将例如金属氢化物的氢化物或氘化物用作慢化材料的相同构思。熔盐冷却反应堆使用不同燃料和冷却剂，而熔盐反应堆使用与冷却剂混合的燃料。熔盐冷却反应堆可以具有基本上任何形状的燃料元件可能的形状为棒或颗粒。不包含燃料材料的盐冷却剂在这些燃料元件的周围流动。先前的熔盐冷却反应堆提出使用石墨作为慢化剂。代替石墨，或除了石墨之外，这些设计可以被改变为使用例如金属氢化物慢化剂的氢化物或氘化物慢化剂。用于在熔盐冷却反应堆中使用的金属氢化物可以采用上面描述的任何形式用于在熔盐反应堆中使用。 
氢化物或氘化物慢化剂的另一潜在应用在加速器驱动系统(ADS)中。在ADS中，当来自高能加速器的质子束对准重金属目标时，通过被称为散裂的过程产生中子。当由核燃料围绕重金属目标时，散裂中子可以在核燃料中引入裂变，其转而产生甚至更多的中子。因为核燃料处于亚临界配置，所以在没有由加速器产生的散裂中子的情况下，不能维持核链式反应。这意味着反应堆可以通过仅断开加速器而关闭。这种系统被称为加速器驱动系统。 
ADS可以用于摧毁锕系元素废料(例如，来自传统反应堆的乏核燃料、贫化铀、过多的武器材料)。氢化物或氘化物(例如，金属氢化物)慢化剂可以是有用的，由于其将高能散裂中子减缓为使周围锕系元素燃料嬗变或裂变的更高效的能量。还提出填充钍的ADS。这种系统使用散裂中子和后续裂变中子以将钍-232转变为镤-233，其迅速衰变为裂变的铀-233。钍-232嬗变为铀-233在使用热中子的情况下最高效。氢化物或氘化物慢化剂可以在这种填充钍的ADS中使用以减弱中子能谱以允许从钍更高效地产生U-233。 
对于两种类型的ADS，将氢化物或氘化物慢化剂放在重金属目标周围以减少散裂中子的能量是有利的。特别地在填充钍的ADS中，不仅在目标周围而且在周围的核燃料区域中包括这种慢化剂是有利的，由于整个系统需要减弱的中子能谱用于最优U-233生产。 

Claims (102)

1.一种装置包括：
可裂变材料，
熔盐，以及
慢化剂材料，其包括一种或多种氢化物、一种或多种氘化物或它们中的两种或更多种的组合。
2.如权利要求1所述的装置，其中所述慢化剂材料包括金属氢化物。
3.如权利要求1所述的装置，其中所述慢化剂材料包括氢化锆的形式。
4.如权利要求3所述的装置，其中所述慢化剂材料包括ZrH1.6。
5.如权利要求1所述的装置，其中所述慢化剂材料包括氢化锂的形式。
6.如权利要求1所述的装置，其中所述慢化剂材料包括氢化钇的形式。
7.如权利要求6所述的装置，其中所述形式包括氢化钇(II)(YH2)。
8.如权利要求6所述的装置，其中所述形式包括氢化钇(III)(YH3)。
9.如权利要求1所述的装置，其中所述慢化剂材料包括氘化锆的形式。
10.如权利要求1所述的装置，其中所述可裂变材料包括反应堆的乏核燃料的至少部分。
11.如权利要求1所述的装置，其中所述可裂变材料包括整个乏核燃料锕系元素向量。
12.如权利要求1所述的装置，其中所述可裂变材料包括未处理的乏核燃料。
13.如权利要求1所述的装置，其中所述可裂变材料包括除了乏核燃料之外的材料。
14.如权利要求1所述的装置，其中所述可裂变材料包括来自退役武器的钚。
15.如权利要求1所述的装置，其中所述可裂变材料包括来自退役武器的铀。
16.如权利要求1所述的装置，其中所述可裂变材料包括天然铀。
17.如权利要求1所述的装置，其中所述可裂变材料包括新燃料。
18.如权利要求1所述的装置，其中所述可裂变材料包括贫化铀。
19.如权利要求1所述的装置，其中所述可裂变材料包括天然铀、富集铀、贫化铀、来自乏核燃料的钚或铀、从过量核武器材料下混合的钚、钍和裂变材料、超铀材料或它们中的任何两种或更多种的组合。
20.如权利要求1所述的装置，其中所述可裂变材料包括在0.01-0.25范围中的裂变与可转换比。
21.如权利要求1所述的装置，其中所述可裂变材料包括U-233、U-235、Pu-239或Pu-241中的至少一种。
22.如权利要求21所述的装置，其中所述可裂变材料还包括U-238。
23.如权利要求21所述的装置，其中所述可裂变材料还包括钍。
24.如权利要求1所述的装置，其中所述熔盐包括氟化盐。
25.如权利要求1所述的装置，其中所述熔盐包括氯化盐。
26.如权利要求1所述的装置，其中所述熔盐包括碘化盐。
27.如权利要求1所述的装置，其中所述熔盐包括氟化锂。
28.如权利要求27所述的装置，其中所述氟化锂富含浓缩Li-7。
29.如权利要求1所述的装置，其中所述熔盐中锕系元素的溶解度足以允许可裂变材料变为临界。
30.如权利要求29所述的装置，其中所述熔盐中锕系元素的溶解度至少为0.3％。
31.如权利要求29所述的装置，其中所述熔盐中锕系元素的溶解度至少为12％。
32.如权利要求29所述的装置，其中所述熔盐中锕系元素的溶解度至少为20％。
33.如权利要求1所述的装置，其中所述熔盐基本上不包括铍。
34.如权利要求1所述的装置，其中所述熔盐包括一定量的铍。
35.如权利要求1所述的装置，其中所述可裂变材料与熔盐结合。
36.如权利要求1所述的装置，其中所述可裂变材料和熔盐与慢化剂不同。
37.如权利要求36所述的装置，其中所述熔盐提供一些慢化。
38.一种装置包括：
可裂变材料，其包括与基本上没有铍的熔融氟化锂盐结合的反应堆乏核燃料，以及
氢化锆慢化剂，其与所结合的可裂变材料和盐不同。
39.一种核反应慢化剂结构包括氢化物或氘化物以及用于熔盐燃料流过所述结构或围绕所述结构流动或两者的一个或多个通道，所述结构被配置为使得熔盐燃料在所述结构中时处于临界状态中。
40.如权利要求39所述的结构，其中所述慢化剂材料包括金属氢化物。
41.如权利要求39所述的装置，其中所述慢化剂材料包括氢化锆的形式。
42.如权利要求41所述的结构，其中所述慢化剂材料包括ZrH1.6。
43.如权利要求39所述的装置，其中所述慢化剂材料包括氢化锂的形式。
44.如权利要求39所述的装置，其中所述慢化剂材料包括氢化钇的形式。
45.如权利要求44所述的装置，其中所述形式包括氢化钇(II)(YH2)。
46.如权利要求44所述的装置，其中所述形式包括氢化钇(III)(YH3)。
47.如权利要求39所述的装置，其中所述慢化剂材料包括氘化锆的形式。
48.如权利要求39所述的结构，包括至少两种这种通道。
49.如权利要求39所述的结构，包括通过通道分开的板。
50.如权利要求39所述的结构，包括至少两个这种平行通道。
51.如权利要求39所述的结构，其中所述一个或多个通道为管状。
52.如权利要求39所述的结构，在三个维度中的每一个中延伸并且包括三维分立结构元件，每一个三维分立结构元件在三个维度中的每一个中具有比所述结构的大小更小的大小，分立结构元件被布置在分立结构之间或在分立结构内或两者中具有一个或多个通道的结构中。
53.如权利要求39所述的结构，包括在三个维度中布置的球状体、或球体、或卵状体、或它们中的任何两种或更多种的组合。
54.如权利要求39所述的结构，包括其中形成有通道的整块慢化剂材料。
55.如权利要求39所述的结构，包括一组分立元件。
56.如权利要求55所述的结构，其中所述分立元件相同。
57.如权利要求39所述的结构，具有入口端和出口端，并且其中一个或多个通道从入口端向出口端延伸。
58.如权利要求39所述的结构，包括棒。
59.如权利要求58所述的结构，其中所述棒包括圆柱体、环形棒、翅片棒、螺旋棒、扭曲螺旋棒、环形螺旋棒、环形扭曲螺旋棒、具有绕线间隔物的棒、或具有绕线间隔物的环形棒或它们中的两种或更多种的组合中的至少一种。
60.如权利要求39所述的结构，包括可以相对于所述结构移动的反应性控制元件。
61.一种方法包括：
在核反应堆中，使可裂变材料和熔盐流过包括一种或多种氢化物、氘化物或它们中的两种或更多种的组合的慢化剂材料。
62.如权利要求61所述的方法，其中使所述可裂变材料和熔盐流过慢化剂材料包括使燃料-盐混合物流过反应堆堆芯，燃料-盐混合物包括可裂变材料和熔盐。
63.如权利要求62所述的方法，包括使燃料-盐混合物流过裂变产物去除系统。
64.如权利要求62所述的方法，包括使燃料-盐混合物流过换热器。
65.如权利要求61所述的方法，其中所述可裂变材料包括整个乏核燃料锕系元素向量。
66.如权利要求61所述的方法，其中所述可裂变材料包括乏核燃料的锕系元素的部分而非全部。
67.如权利要求61所述的装置，其中所述可裂变材料包括未处理的乏核燃料。
68.一种方法包括，形成包括慢化剂材料的核反应堆慢化剂结构，所述慢化剂材料包括一种或多种氢化物、氘化物或它们的组合以及用于可裂变燃料流过所述结构的一个或多个通道。
69.一种核反应堆包括：
初级回路包括：
包括慢化剂结构的反应堆堆芯，所述慢化剂结构包括慢化剂材料，所述慢化剂材料包括一种或多种氢化物、氘化物或它们的组合，以及
通路，可裂变材料和熔盐可以沿所述通路从回路中慢化剂结构的出口端流向慢化剂结构的进入端。
70.如权利要求69所述的反应堆，包括次级回路和换热器以在初级回路和次级回路之间交换热量。
71.如权利要求69所述的反应堆，包括中间回路、次级回路、换热器以在初级回路和中间回路之间交换热量，并且还包括额外的换热器以在中间回路和次级回路之间交换热量。
72.如权利要求69所述的反应堆，还包括冷冻阀。
73.一种方法包括：
通过将慢化剂结构连接到通路以形成初级回路而构造核反应堆，所述慢化剂结构包括慢化剂材料，所述慢化剂材料包括一种或多种氢化物、氘化物或它们的组合，可裂变材料和熔盐可以沿所述通路从慢化剂结构的出口端流向慢化剂结构的进入端。
74.一种核反应堆燃料包括：
熔盐中的轻水反应堆的乏燃料，其中熔盐中乏燃料的重核素的溶解度足以允许可裂变材料变为临界。
75.如权利要求74所述的装置，其中所述乏燃料包括整个乏核燃料锕系元素向量。
76.如权利要求74所述的装置，其中所述乏燃料包括未处理的乏核燃料。
77.如权利要求74所述的装置，其中所述熔盐基本上不包括铍。
78.一种方法包括，形成核反应堆燃料，所述方法包括将轻水反应堆的乏燃料与熔盐混合，其中熔盐中乏燃料的锕系元素的溶解度足以允许可裂变材料变为临界。
79.如权利要求78所述的方法，其中所述乏燃料包括整个乏核燃料锕系元素向量。
80.如权利要求78所述的方法，其中所述乏燃料包括未处理的乏核燃料。
81.如权利要求78所述的方法，其中所述可裂变材料包括乏核燃料的锕系元素的部分而非全部。
82.一种方法包括：
操作轻水反应堆，
从轻水反应堆中重获乏核燃料，
将重获的乏核燃料与熔盐结合，以及
使用具有熔盐的重获的乏核燃料操作熔盐反应堆。
83.如权利要求82所述的方法，其中所述乏核燃料包括整个乏核燃料锕系元素向量。
84.如权利要求82所述的方法，其中所述乏核燃料包括未处理的乏核燃料。
85.如权利要求82所述的方法，其中所述可裂变材料包括乏核燃料的锕系元素的部分而非全部。
86.一种方法包括，通过使用来自另一反应堆的乏核燃料作为燃料操作熔盐核反应堆而减少现有乏核燃料的供应。
87.一种方法包括，通过使用来自另一反应堆的乏核燃料作为燃料操作熔盐核反应堆而使用现有乏核燃料生成电力。
88.一种方法包括，通过使用来自另一反应堆的乏核燃料作为燃料操作熔盐核反应堆而减少核武器材料的供应。
89.一种方法包括，通过使用来自另一反应堆的乏核燃料作为燃料操作熔盐核反应堆而减少现有贫化铀的供应。
90.一种方法包括：
在反应堆堆芯中接收流体，所述流体具有与来自轻水核反应堆的乏核燃料的裂变与可转换比相似的裂变与可转换比。
91.如权利要求90所述的方法，其中所述流体包括熔盐混合物。
92.一种装置包括
反应堆，其包括核燃料和与燃料不同的熔盐冷却剂，以及
慢化剂元件，其包括一种或多种氢化物或氘化物。
93.如权利要求92所述的装置，其中所述氢化物中的至少一种包括金属氢化物。
94.如权利要求92所述的装置，其中所述慢化剂元件包括与一种或多种氢化物结合的石墨。
95.一种装置包括
反应堆，其包括处于亚临界状态中的核燃料和靠近核燃料的中子加速器驱动源，以及
慢化剂元件，其包括一种或多种氢化物或氘化物。
96.如权利要求95所述的装置，其中所述加速器驱动源包括重金属目标。
97.如权利要求96所述的装置，其中所述慢化剂元件靠近所述重金属目标。
98.如权利要求95所述的装置，其中所述慢化剂元件靠近所述核燃料。
99.如权利要求95所述的装置，其中所述燃料包括钍。
100.如权利要求95所述的装置，其中所述燃料包括乏核燃料。
101.如权利要求95所述的装置，其中所述燃料包括来自乏核燃料的超铀材料。
102.如权利要求95所述的装置，其中所述燃料包括来自乏核燃料的少数锕系元素材料。
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