CN106537512A - 多普勒反应性增强装置 - Google Patents
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Abstract
快中子核反应堆包括具有装置单元的阵列的核反应堆芯。在核反应堆芯内的某些装置单元包括可裂变的且增殖性的核燃料装配装置。在核反应堆芯内的一种或更多种其他装置单元包括放大在核反应堆芯内的多普勒反应性系数的负性的多普勒反应性增强装置。在某些实施方式中，多普勒反应性增强装置还可以降低核反应堆芯内的冷却剂温度系数。因此，多普勒反应性增强装置有助于更稳定的核反应堆芯。
Description
相关申请的交叉引用
本发明要求题为“Breed-and-Burn Sodium Fast Reactor with Vanadium AlloyStructural Material”并且于2014年8月28日提交的美国临时专利申请第62/043,210号的优先权，为了其公开和教导的全部，特定地并入本文。
背景
快频谱核裂变反应堆(fast spectrum nuclear fission reactor)(“快中子反应堆”)例如钠快反应堆通常包括反应堆容器，所述反应堆容器包括形成用于燃料装配装置和其他反应堆支撑装置的装置单元(device location)的阵列的反应堆芯。使可裂变的核燃料经历产生裂变反应的中子碰撞。在增殖和燃烧快中子反应堆(breed-and-burn fastneutron reactor)中，裂变链反应通过使可裂变的核燃料从增殖性的核燃料(fertilenuclear fuel)增殖的“快中子(fast neutron)”来维持。液体冷却剂流过反应堆芯，吸收来自在反应堆芯内发生的核裂变反应的热能。然后，冷却剂传递到热交换器和蒸汽发生器，将热能转换成蒸汽，以便驱动产生电力的涡轮。此类反应堆的设计包括材料、结构、以及控制系统的组合以实现合意的操作参数，包括反应堆芯稳定性、有效的热量产生、长期结构完整性等等。
概述
所描述的技术提供快中子核反应堆，其包括具有装置单元的阵列的核反应堆芯。在核反应堆芯内的某些装置单元包括可裂变的且增殖性的核燃料装配装置。在核反应堆芯内的一种或更多种其他装置单元包括放大在核反应堆芯内的多普勒反应性系数的负性的多普勒反应性增强装置。在某些实施方式中，多普勒反应性增强装置还可以降低核反应堆芯内的冷却剂温度系数。因此，多普勒反应性增强装置有助于更稳定的核反应堆芯。
在一个实施方式中，多普勒增强装置包括钒或钒合金，例如V-20Ti、V-10Cr-5Ti、V-15Cr-5Ti、V-4Cr-4Ti、V-4Cr-4Ti NIFS Heats 1&2、V-4Cr-4Ti US Heats 832665&8923864、V-4Cr-4i Heat CEA-J57等等。在其他实施方式中，可以使用其他材料和合金，包括钛合金。钒或钒合金(vanadium alloy)(本文称为“钒合金(vanaloy)”)可以被用作结构材料(例如用于棒(pin)包层和组件导管)。
本概述被提供以介绍下面在详细描述中进一步描述的简化形式的一系列概念。该概述既不意图确定所要求保护的主题的关键特征或必要特征，也不意图被用于限制所要求保护的主题的范围。
其他实施方式也在本文中被描述和陈述。
附图简述
图1图示具有包括多普勒反应性增强元件的快核反应堆芯的示例核裂变反应堆的局部剖面透视图。
图2图示钒(V-51)的中子散射横截面的数据图。
图3图示钛(Ti-48)的中子散射横截面的数据图。
图4图示包括钒和钠的中子散射横截面与不同的快中子反应堆的中子通量比较的数据图。
图5图示在具有被插入到快核反应堆芯的装置单元中的一个或更多个多普勒反应性增强装置的快核反应堆内的示例反应性系数。
图6基于作为时间的函数的单独的反应性系数的积分图示示例累积反应性系数插入随时间的变化。
图7图示具有核反应堆芯装置(包括多普勒反应性增强装配装置)的单元的阵列的示例快核反应堆芯的横截面视图。
图8图示呈反应性控制导管的形式的示例多普勒反应性增强装置的侧视图和横截面视图。
图9图示呈多普勒增强装配装置的形式的示例多普勒反应性增强装置的侧视图和横截面视图。
图10图示用于增强核反应堆芯内的多普勒反应性的示例操作。
详细描述
快核反应堆被设计成增加核燃料(例如铀)在裂变反应中的利用效率。快反应堆例如与典型的轻水反应堆(light-water reactor)相比，可以显著地捕获天然铀中可能可用的更多的能量。在快反应堆芯中的能量的产生是强烈的，由于使用快核反应堆芯的高能中子。然而，相对于轻水反应堆，在块反应堆中的高燃耗(burnup)和能量强度还将核燃料装配装置中的结构材料加压到更高的程度。
被称为“增殖和燃烧”快反应堆(其中一种类型是快反应堆)的快核反应堆的特定分类是能够产生其消耗的更多的可裂变的核燃料的核反应堆。例如，中子有效利用(neutroneconomy)是足够高的，以与燃烧相比从增殖性的核反应堆燃料例如铀-238核或钍-232燃料增殖更多的可裂变的核燃料。“燃烧(burning)”被称为“燃耗”或“燃料利用”，并且代表从核燃料提取多少能量的测量值。较高燃耗典型地减少核裂变反应终止之后剩余的核废物的量。
快核反应堆的另一种特别的分类基于在核裂变反应中使用的核燃料的类型。金属燃料快核反应堆利用金属燃料，金属燃料具有高导热性的优点，并且具有比在陶瓷为燃料的快反应堆中更快的中子频谱。金属燃料可以呈现高可裂变原子密度，并且常常成合金，尽管纯的铀金属已经在某些实施方式中被使用。在快核反应堆中，通过铀和钚的中子捕获产生的次锕系可以被用作金属燃料。金属锕系燃料典型地是锆、铀、钚、和次锕系的合金。
图1图示具有包括一个或更多个多普勒反应性增强装置(例如多普勒反应性增强装置104)的快核反应堆芯102的示例核裂变反应堆100的局部剖面透视图。在快核反应堆芯102中的其他元件包括核燃料装配装置(例如核燃料装配装置106)和可移动的反应性控制装配装置(例如可移动的反应性控制装配装置108)。示例核裂变反应堆100的某些结构已经被省略，例如冷却剂循环回路、冷却剂泵、热交换器、反应堆冷却剂系统等等，以便简化附图。因此，应当理解，示例核裂变反应堆100可以包括在图1中未被示出的另外的结构。
核裂变反应堆100的实施方式可以如期望的定制尺寸用于任何应用。例如，核裂变反应堆100的各种实施方式可以如期望的被用于低功率(～5兆瓦热量)至约1000兆瓦热量)应用和大功率(约1000兆瓦热量和以上)应用。
快核反应堆芯102的结构部件的某些可以由难熔金属制成，例如钽(Ta)、钨(W)、铼(Re)、或碳复合材料、陶瓷、或类似物。这些材料可以被选择，以解决快核反应堆芯102通常操作所在的高温。这些材料的结构特性(包括抗蠕变性、机械可加工性、耐腐蚀性等等)还可以与选择有关。此类结构部件界定在快核反应堆芯102内的装置单元的阵列。
快核反应堆芯102被布置在包括冷却剂(例如液体钠)池的反应堆容器110内。例如，在各个实施方式中，反应堆冷却剂系统(现在示出)包括被布置在反应堆容器110内的液体钠池。在这样的情况下，快核反应堆芯102被浸没在反应堆容器110中的液体钠冷却剂池中。反应堆容器110被安全壳(containment vessel)116所围绕，在不太可能的反应堆容器110泄漏的情况下，所述安全壳116帮助防止液体钠冷却剂的损失。在可选的实施方式中，在整个核裂变反应堆110中，冷却剂可以流过冷却剂回路。
快核反应堆芯102包括用于接收在中心芯区112内的各个反应堆芯装置例如核燃料装配装置、反应性控制装配装置以及多普勒反应性增强装置的装置单元的阵列。容器内处理系统(未示出)被定位在反应堆容器110的上部的附近，约单元114处，并且被配置成将装置单元中和/或之外的单独的反应堆芯装置拖曳到快核反应堆芯102内。某些反应堆芯装置可以是从快核反应堆芯102可移除的，同时其他反应堆芯装置可以不是从快核反应堆芯102可移除的。
快核反应堆芯102可以包括核裂变点火器和较大的核裂变爆燃-波-传播区(deflagration burn-wave-propagating region)。核裂变点火器为可裂变核燃料的裂变反应提供热中子。较大核裂变爆燃-波-传播区可以包含钍(Th)或铀(U)燃料，并且对快中子频谱裂变增殖的一般原理起作用。
在一个实施方式中，在核燃料装配装置内的核燃料可以被包含在可裂变核燃料装配装置或增殖性的核燃料装配装置内。可裂变核燃料装配装置或增殖性的核燃料装配装置之间的差异有效地是核燃料的富集水平，这可以随时间在快核反应堆芯102内变化。在结构上，可裂变核燃料装配装置或增殖性的核燃料装配装置在某些实施方式中可以是相同的。在快核反应堆芯102内的核燃料装配装置106可以包括在多个燃料元件例如燃料棒(fuelpin)周围的实心六角形管，这些燃料元件被组织到核燃料装配装置106中。非六角形管也可以被用于某些实施方式。在核燃料装配装置106中的管允许冷却剂通过相邻的管壁之间的间质间隙流过燃料棒。每个管还允许单独的装配节流，提供对燃料棒束的结构支撑，并且将将处理载荷从处理承窝传递到入口喷嘴。燃料棒典型地由被衬垫和包层(以及有时另外的屏障)围绕的多个核燃料条(例如铀、钚或钍)组成，这防止放射性材料进入冷却剂流。在快核反应堆芯102内的核燃料装配装置106的单独的棒可以包括可裂变的核燃料或增殖性的核燃料，取决于被插入到棒中的原始核燃料条材料和在棒内的增殖状态。
可移动的反应性控制装配装置108通过容器内处理系统可以被插入到中心芯区112内和/或从中心芯区112移除，以提供裂变过程的实时控制、保持裂变链反应为活性所需的平衡，同时防止裂变链反应在控制之外的加速。裂变链反应的状态由有效倍增因数k来表示，其指示在链反应的连续循环期间裂变事件的总数。当反应堆是呈稳态(即，每个单独的裂变事件精确地激发一个随后的裂变事件)时，k等于1。如果k>1，那么反应堆是超临界的，并且反应速率将加速。如果k<1，那么反应堆是次临界的，并且反应速率将降低。在中心芯区112内的条件随时间变化。因此，可移动的反应性控制组件可以被用于随着条件变化调整裂变链反应的倍增因数。
可移动的反应性控制装配装置108是高度有效的中子吸收机械结构，其可以在裂变过程发生时活动地被插入到中心芯区112内或从中心芯区112移除。可移动的反应性控制装配装置包括具有足够高的中子捕获横截面的化学元件，以吸收在核裂变反应的能量范围内的中子，如通过化学元件的吸收横截面测量的。同样地，可移动的反应性控制装配装置108影响可用的中子的数目，以引起在快核反应堆芯102内的裂变反应，从而控制在快核反应堆芯102内的可裂变的核燃料的裂变速率。在快核反应堆100的可移动的反应性控制装配装置中使用的示例材料包括不限于碳化硼，银、铟、以及镉的合金，或氢化铪。通过控制与在中心芯区112内的裂变反应相互作用的可移动的反应性控制装配装置108的部分(以及可移动的反应性控制组件的数目)，倍增因数可以被调整以保持反应堆临界。因此，可移动的反应性控制装配装置108代表用于控制核裂变反应的可调整的参数。
多普勒反应性增强装置104包括能够改变在快核反应芯102的核裂变反应中的多普勒反应性系数的一种或更多种材料。例如，多普勒反应性增强装置104可以放大在快核反应堆芯102内的多普勒反应性系数的负性。在某些实施方式中，多普勒反应性增强装置104还可以降低快核反应堆芯102内的冷却剂温度系数。多普勒反应性系数可以认为是反应性的燃料温度系数，其表示核燃料的温度的每度变化的反应性的变化。多普勒反应性系数来源于多普勒展宽效应(Doppler broadening effect)或由多普勒展宽效应引起，多普勒展宽效应指的是由在快核反应堆芯102内的中子和燃料核素的相对速度的分布引起的谱线展宽。多普勒反应性系数通过改变核裂变反应堆100的频谱来修改。较快的中子在多普勒展宽效应可以发生的水平处被散射至较低的能量。几乎所有多普勒展宽在低于10keV时发生。例如，用于在0.8keV–3keV能量范围内的基于铀-238的金属燃料的捕获共振当反应环境温度升高时呈现实质的多普勒展宽。因此，增大在多普勒展宽能量范围内的中子通量增强增殖性的核燃料到可裂变核燃料的变换。
在一个实施方式中，核裂变反应堆100是具有大于或等于0.1MeV的平均中子能的快谱核裂变反应堆。
在一个实施方式中，在多普勒反应性增强装置104中的一种或更多种材料通过增强用于中子的弹性散射引入大的正性贡献，所述中子具有在快核反应堆芯102的增殖性的核燃料的多普勒展宽能量范围内的能量。以此方式，具有在核燃料的主多普勒展宽能量范围内的能量的中子在中心芯区112内被弹性地散射，增大与增殖性的燃料核素的中子碰撞的可能性，并且导致增强的变换反应，以使可裂变的核燃料增殖。因此对于基于铀-238的金属燃料，在0.8keV–3keV能量范围内散射的中子的数目越大，通过多普勒展宽对变换或增殖反应的可能性做出的贡献越大。
钒是示例元素，其特征是，与基于铀-238的燃料的多普勒展宽能量范围重叠的中子散射横截面。若干钒合金(vanadium alloy)(“钒合金(vanaloy)”)的特征也是，与基于铀-238的燃料的多普勒展宽能量范围重叠的中子散射横截面，包括但不限于V-20Ti、V-10Cr-5Ti、V-15Cr-5Ti、V-4Cr-4Ti、V-4Cr-4Ti NIFS Heats 1&2、V-4Cr-4Ti US Heats832665&8923864、以及V-4Cr-4i Heat CEA-J57。钛和钛合金已经被发现提供类似的可评估的效应，虽然较少。具有按质量计至少10％钒或钛的合金通过增大负性多普勒反应性系数反馈，可以提供实质性多普勒反应性增强益处，虽然具有30％或更多钒或钛的合金通常产生较好的结果，具有按质量计50％或更大钒或钛的基于钒的或基于钛的合金也是如此。
如在图2中的数据图200中所示出的，钒的特征是，具有三个大的共振(在204处)和接近或低于10keV的尾部206的中子散射横截面202。区域208示出基于铀-238的燃料的主多普勒展宽区。注意至少一个共振和具有主多普勒展宽区208的有关的尾部206的重叠。钛和钛合金是可以增强在基于铀-238的燃料的多普勒展宽能量范围内的中子散射的材料的另一个示例。如在图3中的数据图300中所示出的，钛的特征是，具有接近恰好高于10keV的大的共振304和低于10keV的大的尾部306的中子散射横截面302。区域308示出基于铀-238的燃料的主多普勒展宽区。注意尾部306与主多普勒展宽区308的重叠。因此，钒、钛、以及其合金的某些是用于多普勒反应性增强装置的示例材料。
图4图示包括钒(402)和钠(404)的中子散射横截面与不同的快中子反应堆的中子通量比较的数据图400。使用HT9不锈钢的快反应堆的中子通量在快反应堆-S(FAST REACTOR-S)数据406中被示出，并且其中快反应堆-S反应堆芯的HT9不锈钢的某些或全部被钒或钒合金替代的快反应堆的中子通量在快反应堆-V(FAST REACTOR-V)数据406中被示出。中子通量指的是每单位时间和体积的所有中子行进的总长度或几乎等效于在单位时间内通过单位面积行进的中子数目。在任一情况下，更越大中子通量产生与核燃料原子碰撞的中子的更大的可能性。
在快中子钠冷却的核反应堆中的四种主要反应性系数以按编年顺序被列出：多普勒、轴向、钠、以及径向。反应性系数以由各种贡献者造成的核燃料的温度的每度变化的反应性的变化为参数。如先前所描述的，多普勒反应性系数以由多普勒展宽造成的核燃料的温度的每度变化的反应性的变化为参数。轴向反应性系数以引起芯轴向燃料膨胀的核燃料包层的温度的每度变化的反应性的变化为参数。钠反应性系数以引起膨胀/排空(voiding)的冷却剂的温度的每度变化的反应性的变化为参数。(冷却剂反应性系数表示钠反应性系数的更一般的版本。)径向反应性系数以引起芯径向燃料膨胀的组件导管的温度的每度变化的反应性的变化为参数。当核燃料的温度升高时，负性净/总反应性系数提供关于反应性的负性反馈，从而有助于核裂变反应堆的稳定-当燃料温度升高时，反应性降低-有助于使核裂变反应自稳定。
图5图示在具有被插入到快核反应堆芯的装置单元中的一个或更多个多普勒反应性增强装置的快核反应堆内的示例反应性系数500。反应性系数按编年顺序从左到右被列出。相比于不具有多普勒反应性增强装置的快核反应堆芯，多普勒反应性系数在具有一个或更多个多普勒反应性增强装置的快核反应堆芯中增大。此外，相比于不具有多普勒反应性增强装置的快核反应堆芯，钠反应性系数在具有一个或更多个多普勒反应性增强装置的快核反应堆芯中减小。然而，如先前所描述的，每个反应性系数有助于按编年方式的反应。同样地，在每个时间点的累积反应性系数“插入”在图6中被考虑。
表1示出示例数据，所述示例数据示出在快反应堆-S和快反应堆-V之间的快中子钠冷却的核反应堆中的四种主要反应性系数的变化。
表1-快反应堆-S和快反应堆-V的反应性系数
图6基于作为时间的函数的单独的反应性系数的积分图示示例累积反应性系数插入600(“净反应性插入”)随时间的变化。因为在具有一个或更多个多普勒反应性增强装置的快反应堆芯中，多普勒反应性系数是增大的和钠反应性系数是减小的组合，所以净反应性插入在每个时间点保持是负的，当燃料温度升高时提供负反应性反馈，并且有助于裂变反应的增强的稳定性。
图7图示具有核反应堆芯装置(包括多普勒反应性增强装置)的单元(例如装置单元704)的阵列的示例快核反应堆芯702的横截面视图700。应当理解，快核反应堆芯通常具有比在图7的示例芯中示出的更多装置单元和装置，但装置单元和装置的减少的数目被示出以有助于描述和说明。每个装置被插入到在阵列内的结构上界定的装置单元中。反射器装置例如在装置单元704处的可替换的辐射反射器装置，和永久辐射反射器材料714被放置在中心反应堆芯区的边界处，以将中子反射回到中心反应堆芯区内。
图8A和8B图示呈反应性控制导管的形式的示例多普勒反应性增强装置800的侧视图和横截面视图。在一个实施方式中，多普勒反应性增强装置800的反应性控制导管形式的外结构壁804由具有接近10keV的中子散射横截面共振峰值的多普勒反应性增强材料形成，并且因此，有助于在核燃料(例如增殖性的核燃料铀-238)的多普勒展宽能量范围中的增强的弹性中子散射。示例多普勒反应性增强材料包括不限于钒、钒合金、钛、以及钛合金。外结构壁804形成允许液体冷却剂例如液体钠的流动的通道。多普勒反应性增强装置800可以被移动到核反应堆芯的装置单元中和被移动到核反应堆芯的装置单元之外(例如被插入或移除)，尽管多普勒反应性增强装置800还可以被固定在核反应堆芯内。
图9A和9B图示呈多普勒增强装配装置的形式的示例多普勒反应性增强装置900的侧视图和横截面视图。在一个实施方式中，多普勒反应性增强装置900的反应性控制导管形式的外结构壁904由不锈钢(例如HT9)形成，并且环绕具有接近10keV的中子散射横截面共振峰值的多普勒反应性增强材料的芯906，并且因此有助于在核燃料(例如增殖性的核燃料铀-238)的多普勒展宽能量范围中的增强的弹性中子散射。示例多普勒反应性增强材料包括不限于钒、钒合金、钛、以及钛合金。在一个实施方式中，芯906包括允许液体冷却剂例如液体钠的流动的一个或更多个通道(例如通道908)。多普勒反应性增强装置900可以被移动到核反应堆芯的装置单元中和被移动到核反应堆芯的装置单元之外(例如被插入或移除)，尽管多普勒反应性增强装置800还可以被固定在核反应堆芯内。
图10图示用于增强核反应堆芯内的多普勒反应性的示例操作1000。构建操作1002构建具有界定的装置单元的阵列的核裂变反应堆芯，例如由耐火材料形成的单独的装置单元。在一个实施方式中，核裂变反应堆芯停留在以液体金属为燃料的、液体钠冷却的快中子增殖和燃烧裂变反应堆系统中。另一个构建操作1004构建多普勒反应性增强装置，多普勒反应性增强装置包含作为装置的结构部件的多普勒增强材料，尽管多普勒反应性增强装置可以另外或可选地包含作为非结构材料的多普勒增强材料。
插入操作1006将多普勒反应性增强装置插入到核裂变反应堆芯的装置单元中。操作操作1008操作快反应堆，以从多普勒反应性增强装置引起来自快反应堆的核裂变芯的增殖性的核燃料的展宽范围内的中子的弹性散射。移除操作1010将多普勒反应性增强装置从核裂变反应堆芯的装置单元移除(例如用于维护)。因此，在某些实施方式中，多普勒反应性增强装置可以是可移动的，而在其他实施方式中，多普勒反应性增强装置可以被固定在反应堆芯内。
上述说明书、示例、以及数据提供结构的完整的描述和本发明的示例性实施方案的用途。因为本发明的许多实施方式可以被做出，而不偏离本发明的精神和范围，所以本发明存在于下文中所附的权利要求中。此外，不同实施方案的结构特征可以在又另一个实施方式中组合，而不偏离所陈述的权利要求。
Claims (41)
1.一种快核裂变反应堆，包括：
快中子核反应堆芯，其包括具有多个装置单元的阵列结构；
核燃料装配装置，其被插入在所述快中子核反应堆芯的第一装置单元中，并且包含核燃料，所述核燃料的特征是，限制在界定的能量范围内的多普勒展宽；以及
多普勒反应性增强装置，其被插入在所述快中子核反应堆芯的第二装置单元中并且至少部分地由散射材料形成，所述散射材料的特征是，具有在所述界定的能量范围内的至少一个共振的中子散射横截面，所述散射材料由具有按质量计至少10％钒或钛的合金形成。
2.如权利要求1所述的快核裂变反应堆，其中所述散射材料包括钒或基于钒的合金。
3.如权利要求1所述的快核裂变反应堆，其中所述散射材料包括钛或基于钛的合金。
4.如权利要求1所述的快核裂变反应堆，其中所述界定的能量范围界定在1keV和30keV之间，包括1keV和30keV的能量范围。
5.如权利要求1所述的快核裂变反应堆，其中所述多普勒反应性增强装置包括所述散射材料的结构形式。
6.如权利要求1所述的快核裂变反应堆，其中所述多普勒反应性增强装置包括控制导管，所述控制导管具有至少部分地由所述散射材料形成的外结构壁。
7.如权利要求6所述的快核裂变反应堆，其中所述控制导管被配置成允许液体冷却剂流过所述控制导管。
8.如权利要求1所述的核裂变反应堆，其中所述多普勒反应性增强装置包括组件，所述组件具有环绕所述散射材料的芯的外结构壁。
9.如权利要求8所述的快核裂变反应堆，其中所述散射材料的芯包括一个或更多个通道，所述一个或更多个通道被配置成允许液体冷却剂流过所述多普勒反应性增强装置。
10.如权利要求1所述的快核裂变反应堆，其中所述快中子核反应堆芯被浸没在液体钠冷却剂池中。
11.如权利要求1所述的快核裂变反应堆，其中所述快核裂变反应堆被配置成在大于或等于0.1MeV的平均中子能下操作。
12.如权利要求1所述的快核裂变反应堆，其中基于多普勒反应性系数的编年顺序的净反应性插入概况、轴向反应性系数、冷却剂反应性系数、以及径向反应性系数在所述快核裂变反应堆内的裂变反应期间保持为负的。
13.如权利要求1所述的快核裂变反应堆，其中所述多普勒反应性增强装置包括反应性控制装配装置，所述反应性控制装配装置包括所述散射材料的结构形式。
14.如权利要求1所述的快核裂变反应堆，其中所述多普勒反应性增强装置包括包层，所述包层包括所述散射材料的结构形式。
15.如权利要求1所述的快核裂变反应堆，其中所述多普勒反应性增强装置包括绕接，所述绕接包括所述散射材料的结构形式。
16.如权利要求1所述的快核裂变反应堆，其中所述多普勒反应性增强装置包括多个核燃料棒和分开所述核燃料棒的一个或更多个栅格间隔器，所述一个或更多个栅格间隔器包括所述散射材料的结构形式。
17.如权利要求1所述的快核裂变反应堆，其中所述多普勒反应性增强装置包括多个核燃料棒，其中一个或更多个核燃料棒被封闭在所述散射材料的结构形式的衬垫中。
18.如权利要求1所述的快核裂变反应堆，其中所述多普勒反应性增强装置包括多个核燃料棒，其中一个或更多个核燃料棒被封闭在所述散射材料的结构形式的屏障内。
19.一种快核裂变反应堆，包括：
快中子核反应堆芯，其包括具有多个装置单元的阵列结构；
核燃料装配装置，其被插入在所述快中子核反应堆芯的第一装置单元内；以及
多普勒反应性增强装置，其被插入在所述快中子核反应堆芯的第二装置单元内，并且至少部分地由散射材料形成，所述散射材料至少部分地由结构性钒或结构性基于钒的合金形成。
20.如权利要求19所述的快核裂变反应堆，其中所述多普勒反应性增强装置包括控制导管，所述控制导管具有至少部分地由所述钒或基于钒的合金形成的外结构壁。
21.如权利要求20所述的快核裂变反应堆，其中所述控制导管被配置成允许液体冷却剂流过所述控制导管。
22.如权利要求19所述的快核裂变反应堆，其中所述多普勒反应性增强装置包括组件，所述组件具有环绕所述钒或基于钒的合金的芯的外结构壁。
23.如权利要求22所述的快核裂变反应堆，其中所述钒或所述钒合金的芯包括一个或更多个通道，所述一个或更多个通道被配置成允许液体冷却剂流过所述多普勒反应性增强装置。
24.如权利要求19所述的快核裂变反应堆，其中所述快中子核反应堆芯被浸没在液体钠冷却剂池中。
25.如权利要求19所述的快核裂变反应堆，其中所述快核裂变反应堆被配置成在大于或等于0.1MeV的平均中子能下操作。
26.如权利要求19所述的快核裂变反应堆，其中基于多普勒反应性系数的编年顺序的净反应性插入概况、轴向反应性系数、冷却剂反应性系数、以及径向反应性系数在所述快核裂变反应堆内的裂变反应期间保持为负的。
27.如权利要求19所述的快核裂变反应堆，其中所述多普勒反应性增强装置包括反应性控制装配装置，所述反应性控制装配装置包括所述散射材料的结构形式。
28.如权利要求19所述的快核裂变反应堆，其中所述多普勒反应性增强装置包括包层，所述包层包括所述散射材料的结构形式。
29.如权利要求19所述的快核裂变反应堆，其中所述多普勒反应性增强装置包括绕接，所述绕接包括所述散射材料的结构形式。
30.如权利要求19所述的快核裂变反应堆，其中所述多普勒反应性增强装置包括多个核燃料棒和分开所述核燃料棒的一个或更多个栅格间隔器，所述一个或更多个栅格间隔器包括所述散射材料的结构形式。
31.一种操作核裂变反应堆的方法，包括：
构建包括具有多个装置单元的阵列结构的快中子核反应堆芯；
将核燃料装配装置插入在所述快中子核反应堆芯的第一装置单元中，并且所述核燃料装配装置包括核燃料，所述核燃料的特征是，限制在界定的能量范围内的多普勒展宽；以及
将多普勒反应性增强装置插入在所述快中子核反应堆芯的第二装置单元中，所述多普勒反应性增强装置至少部分地由散射材料形成，所述散射材料由具有按质量计至少10％钒或钛的合金形成。
32.如权利要求31所述的方法，其中所述钒或所述钒合金提供所述多普勒反应性增强装置的结构的至少一部分。
33.如权利要求31所述的方法，其中所述多普勒反应性增强装置包括控制导管，所述控制导管具有至少部分地由所述钒或所述钒合金形成的外结构壁。
34.如权利要求33所述的方法，还包括使液体冷却剂流过所述控制导管。
35.如权利要求31所述的方法，其中所述多普勒反应性增强装置包括组件，所述组件具有环绕所述钒或所述钒合金的芯的外结构壁。
36.如权利要求35所述的方法，其中所述钒或所述钒合金的芯包括一个或更多个通道，所述一个或更多个通道被配置成允许液体冷却剂流过所述多普勒反应性增强装置。
37.如权利要求36所述的方法，还包括：
使液体冷却剂流过所述多普勒反应性增强装置的所述一个或更多个通道。
38.如权利要求31所述的方法，还包括：
将所述快中子核反应堆芯浸没在液体钠冷却剂池中。
39.如权利要求31所述的方法，还包括：
在大于或等于0.1MeV的平均中子能下操作所述核裂变反应堆。
40.如权利要求31所述的方法，其中基于多普勒反应性系数的编年顺序的净反应性插入概况、轴向反应性系数、冷却剂反应性系数、以及径向反应性系数在所述快核裂变反应堆内的裂变反应期间保持为负的。
41.一种快核裂变反应堆，包括：
快中子核反应堆芯，其包括具有多个装置单元的阵列结构；以及
用于在所述快中子核反应堆芯内的所述多个装置单元中的一个或更多个装置单元内，放大负多普勒反应性反馈并且减少正冷却剂温度反应性反馈的装置。
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