CN110073443A - 在核裂变反应堆中的被动反应性控制 - Google Patents

在核裂变反应堆中的被动反应性控制 Download PDF

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J·R·吉尔兰
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Abstract

核反应堆包括位于核反应堆堆芯中的被动反应性控制核燃料装置。被动反应性控制核燃料装置包括多壁燃料室，其具有外壁室和被包含在外壁室内的内壁室。内壁室被定位于外壁室内以将在熔融燃料状态下的核燃料保持在高中子价值区域内。当核燃料的温度满足负反应性反馈膨胀温度条件时，内壁室允许核燃料的至少一部分以熔融燃料状态移动到较低中子价值区域同时熔融核燃料保持在内壁室内。导管包含多壁燃料室，并使导热流体流过导管并与外壁室热连通。

Description

在核裂变反应堆中的被动反应性控制
相关申请的交叉引用
本申请要求标题为“Passive Reactivity Control in a Nuclear FissionReactor”且于2016年12月22日提交的美国临时专利申请第62/438,323号的优先权利益，该临时专利申请针对其公开内容或教导特别地通过引用被并入本文。
技术领域
本发明总体上涉及在核裂变反应堆中的反应性控制，没有限制地包括与其相关的结构、材料、和操作。
背景
快谱核裂变反应堆(“快中子反应堆”)，例如钠快反应堆，通常包括包含核反应堆堆芯的反应堆容器。核反应堆堆芯包括用于放置燃料组件装置和其他反应堆支撑和控制装置的装置位置的阵列。在核反应堆堆芯内的裂变核燃料受到中子碰撞，其导致裂变反应。在增殖和燃烧快中子反应堆中，裂变链式反应产生“快谱中子”，这些中子又与增殖性的核燃料碰撞，从而将增殖性的核燃料转化(“增殖”)为裂变核燃料。液态冷却剂流经核反应堆堆芯，从在核反应堆堆芯中发生的核裂变反应中吸收热能。然后，加热的冷却剂进入热交换器和蒸汽发生器，将所吸收的热能转换为蒸汽，以便驱动产生电的涡轮机。这种核反应堆的设计涉及材料、结构、和控制系统的组合以实现理想的操作参数，包括核反应堆堆芯稳定性、高效热生成、长期结构完整性等。
概述
所描述的技术提供了一种快速作用的被动反应性控制核燃料装置，其在高中子通量下通过液态/熔融核燃料的热膨胀起作用并对核裂变快反应堆引入负功率反馈。
核反应堆包括位于核反应堆堆芯中的被动反应性控制核燃料装置。被动反应性控制核燃料装置包括多壁燃料室，其包括外壁室和被包含在外壁室内的内壁室。内壁室被定位于外壁室内以将在熔融燃料状态下的核燃料保持在核反应堆堆芯的高中子价值区域内。内壁室还被配置成当内壁室的内部温度满足负反应性反馈膨胀温度条件时允许核燃料的至少一部分在熔融燃料状态下移动到核反应堆堆芯的较低中子价值区域，同时熔融核燃料保持在内壁室内。导管包含多壁燃料室，并使导热流体流过导管并与外壁室热连通。导热流体作为冷却剂来操作，并且导热流体的流动温度通常小于在核反应期间在内壁室内的温度。
提供这个概述来以简化形式引入下面在详细描述中进一步描述的一系列概念。本概述并不意欲识别所主张的主题的关键特征或本质特征，也不意欲限制所主张的主题的范围。其他实现方式也在本文中被描述和列举。
附图的简要说明
图1示出了具有包含被动反应性控制核燃料装置的核反应堆堆芯的示例核裂变反应堆的局部剖面透视图。
图2示出了具有包括被动反应性控制组件装置的核反应堆堆芯装置的位置的阵列的示例核反应堆堆芯的横截面视图。
图3示出了包含在核反应堆堆芯的高中子价值区域内的在固态燃料状态下的核燃料的示例被动反应性控制核燃料装置的横截面视图。
图4A示出了被动反应性控制核燃料装置沿着长轴的透视图，以及图4B示出了被动反应性控制核燃料装置沿着长轴的横截面视图。
图5示出了包含在核反应堆堆芯的高中子价值区域内的熔融燃料的示例被动反应性控制核燃料装置的横截面视图。
图6示出了包含在核反应堆堆芯的高中子价值区域之外膨胀的熔融燃料的示例被动反应性控制核燃料装置的横截面视图。
图7示出了包含熔融燃料的示例被动反应性控制核燃料装置的横截面视图，该熔融燃料在核反应堆堆芯的高中子价值区域之外膨胀并使其被包含在其中的内壁室膨胀。
图8示出了在熔融燃料被致密化之后包括在核反应堆堆芯的高中子价值区域内的核燃料的示例被动反应性控制核燃料装置的横截面视图。
图9示出了可选的示例被动反应性控制核燃料装置的横截面视图。
图10示出了示例被动反应性控制核燃料装置的横截面视图，其中液态金属燃料在核反应堆的高中子价值区域之外膨胀。
图11示出了另一可选的示例被动反应性控制核燃料装置的横截面视图。
图12示出了另一可选的示例被动反应性控制核燃料装置的横截面视图，其中液态金属燃料在核反应堆的高中子价值区域之外膨胀。
图13示出了在内壁室中包括可选的增压室形状的示例被动反应性控制核燃料装置的横截面视图。
详细描述
快核反应堆通常被设计为增加核燃料(如铀、钚、钍)的利用效率，并限制在裂变反应中的中子的慢化。在许多实现方式中，例如相比于一般轻水反应堆，快核反应堆可以俘获在天然铀中潜在地可得到的明显更多的能量。然而，可以在不同类型的核反应堆(包括轻水反应堆)中使用所描述的技术。
被称为“增殖和燃烧”快反应堆的快核反应堆的特定分类包括能够生成(“增殖”)比它消耗的更多的裂变核燃料的核反应堆。例如，中子经济性高到足以从增殖性的核反应堆燃料(例如铀-238核或钍-232燃料)中增殖比它燃烧的更多的裂变核燃料。“燃烧”被称为“燃耗”或“燃料利用”，并代表多少能量从核燃料中被提取的度量。较高燃耗一般减少在核裂变反应终止之后剩余的核废物的量。
快核反应堆的另一个特定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采用金属核燃料，其具有高热导率和比在陶瓷燃料快反应堆中的更快的中子谱的优点。金属燃料可以展示高裂变原子密度，并且通常被混合成合金，尽管纯铀金属已经在一些实现方式中被使用。在快核反应堆中，由铀和钚的中子俘获产生的少数锕系元素可以被用作金属燃料。金属锕系元素燃料通常是锆、铀、钚、和少数锕系元素的合金。
图1示出了具有包含一个或更多个被动反应性控制核燃料装置(例如被动反应性控制核燃料装置104)的核反应堆堆芯102的示例核裂变反应堆100的局部剖面透视图。在核反应堆堆芯102内的其他元件包括核燃料组件装置(例如核燃料组件装置106)和可移动反应性控制组件装置(例如可移动反应性控制组件装置108)。省略了示例核裂变反应堆100的某些结构，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，以便简化绘图。因此，应当理解的是，示例核裂变反应堆100可以包括在图1中未示出的不同和/或附加结构。
根据需要，示例核裂变反应堆100的实现方式可以针对任何应用而依尺寸被制造。例如，根据需要，可以在低功率(约5兆瓦热)至约1000兆瓦热)应用和大功率(约1000兆瓦热及以上)应用中使用示例核裂变反应堆100的各种实现方式。在一个实现方式中，示例核裂变反应堆100是具有大于或等于0.1MeV的平均中子能量的快谱核裂变反应堆，但是也设想了其他配置。然而，应当理解的是，可以在不同类型的核反应堆(包括轻水反应堆)中使用所描述的技术。
核反应堆堆芯102的一些结构部件可以由难熔金属(例如钽(Ta)、钨(W)、铼(re)、或碳复合材料、陶瓷等)制成。可以选择这些材料以解决核反应堆堆芯102通常操作时的高温。这些材料的结构特性(包括抗蠕变性、机械加工性、耐腐蚀性等)也可能与选择有关。这些结构部件限定在核反应堆堆芯102内的装置位置的阵列。
核反应堆堆芯102被布置在包含导热流体(例如冷却剂)的池的反应堆容器110中。例如，在各种实现方式中，反应堆冷却剂系统(未示出)包括布置在反应堆容器110中的液态钠冷却剂的池(未示出)。在这种情况下，核反应堆堆芯102浸没在反应堆容器110内的液态钠冷却剂的池中。反应堆容器110被安全壳容器116包围，安全壳容器116在从反应堆容器110发生泄漏的不太可能的情况下帮助防止液态钠冷却剂的损失。在可选的实现方式中，液态冷却剂可以流过贯穿核裂变反应堆100的冷却剂回路。
核反应堆堆芯102包含用于接纳各种反应堆堆芯装置(例如在中央堆芯区域112内的核燃料组件装置、可移动反应性控制组件装置、和被动反应性控制燃料组件装置)的装置位置的阵列。容器内装卸系统(in-vessel handing system)114被定位于反应堆容器110的顶部附近并被配置为在反应性控制系统(未示出)的控制下将各个反应堆堆芯装置移入和/或移出在核反应堆堆芯102内的装置位置。一些反应堆堆芯装置可以从核反应堆堆芯102移除，而其他反应堆堆芯装置可能不可以从核反应堆堆芯102移除。
核反应堆堆芯102可以包括中子源和更大的核裂变反应区域。中子源提供热中子以在裂变核燃料中发起裂变反应。较大的核裂变反应区域可能包含钍(Th)或铀(U)燃料，并根据快中子谱裂变增殖的一般原理起作用。
在一种实现方式中，在核燃料组件装置内的核燃料可以被包含在裂变核燃料组件装置或增殖性的核燃料组件装置内。在裂变核燃料组件装置或增殖性的核燃料组件装置之间的差异实际上是核燃料的富集水平，其可以在核反应堆堆芯102内随着时间的过去而变化。在结构上，裂变核燃料组件装置或增殖性的核燃料组件装置在一些实现方式中可以是相同的。
在核反应堆堆芯102中的核燃料组件装置106可以包括围绕多个燃料元件(例如燃料棒)的实心六边形导管或管，这些燃料元件被组织到核燃料组件装置106中。在一些实现方式中也可以使用非六边形导管。在核燃料组件装置106中的导管允许冷却剂通过在相邻导管壁之间的间隙流动经过燃料棒。每个导管还允许单独的装配节流，为燃料束提供结构支撑，并将装卸载荷从装卸插座传送到入口喷嘴。燃料棒通常由被防止放射性材料进入冷却剂流的内衬和包层(以及有时附加的阻挡层)包围的多个核燃料细棒(如铀、钚或钍)组成。在核反应堆堆芯102中的核燃料组件装置106的单独的棒可以包含裂变核燃料或增殖性的核燃料，这取决于插入棒中的原始核燃料细棒材料和在棒内的增殖的状态。
可移动反应性控制组件装置108可以通过容器内装卸系统114插入中央堆心区域112中和/或从中央堆心区域112移除以提供裂变过程的实时控制，平衡保持裂变链式反应是活跃的需要，同时防止裂变链式反应加速而超出控制。裂变链式反应的状态由有效倍增因子k表示，有效倍增因子k指示在链式反应的连续循环期间的裂变事件的总数。当反应堆在稳定状态中(即，每个单独的裂变事件确切地触发一个随后的裂变事件)时，k等于1。如果k>1，则反应堆是超临界的且反应速率将加速。如果k<1，则反应堆是亚临界的且裂变速率将降低。在中央堆心区域112内的条件随时间的过去而变化。因此，当条件改变时，可移动反应性控制组件可用于调节裂变链式反应的倍增因子。这些组件可以被移动到在核反应堆堆芯中的不同位置并从这些位置移动以影响裂变链式反应的倍增因子。此外，这些组件的轴向位置(例如，向上/向下)位置也可以被调整以影响裂变链式反应的倍增因子。
可移动反应性控制组件装置108是一种高效的中子吸收机械结构，其在裂变过程发生时可以主动地插入中央堆心区域112内或从中央堆心区域112移除。可移动反应性控制组件装置包括具有足够高的中子俘获横截面的化学元件以吸收在核裂变反应的能量范围内(通过它的吸收横截面测量的)的中子。因此，可移动反应性控制组件装置108影响对引起在核反应堆堆芯102内的裂变反应可利用的中子的数量，从而控制在核反应堆堆芯102内的裂变核燃料的裂变速率。在核裂变反应堆100的可移动反应性控制组件装置中使用的示例材料包括但不限于碳化硼或银、铟、和镉的合金、铕或铪氢化物。通过控制可移动反应性控制组件装置108的与在中央堆芯区域112内的裂变反应相互作用的部分(以及可移动反应性控制组件的数量)，倍增因子可以被调节以维持反应堆临界状态。因此，可移动反应性控制组件装置108代表用于控制核裂变反应的可调参数。
被动反应性控制核燃料装置104包含处于固态燃料状态的核燃料材料，其在核燃料材料温度超过核燃料材料的熔化温度时(例如，满足核燃料熔化温度条件)可以实现熔融燃料状态。示例核燃料材料可以包括燃料盐、共晶体、纯金属等。在一些实现方式中，核燃料材料将与结合/载体材料(例如Mg)混合成合金，使得合金核燃料和结合/载体材料在相同的温度和时间熔化，但是其他实现方式可能涉及在温度升高时在结合/载体材料之前核燃料材料熔化。
在被动反应性控制核燃料装置104内的熔融燃料然后可以在被动反应性控制核燃料装置104内移动。通过移入和移出核反应堆堆芯102的高中子价值区域，熔融核燃料可以分别增加或减少在核反应堆堆芯102内的反应性。中子价值代表中子对由核反应堆生成的能量的贡献的大小。
当熔融燃料满足负反应性反馈燃料膨胀温度条件(例如，高到足以引起核燃料的膨胀以将熔融燃料的一部分移动到核反应堆堆芯102的较低中子价值区域内的温度)时，在高中子价值区域中的裂变材料的体积的减少提供在核反应堆堆芯102中的负反应性反馈。例如，当在被动反应性控制核燃料装置104内的裂变核燃料移动到核反应堆堆芯102的较低中子价值区域内(例如通过当温度升高时熔融燃料的热膨胀)时，在核反应堆堆芯102内的反应性降低。
在被动反应性控制核燃料装置内的熔融燃料的运动影响核反应堆堆芯102的反应性。被动反应性控制核燃料装置也可以移动到在核反应堆堆芯102中的不同位置和从这些不同位置移动以影响核反应堆堆芯102的反应性。此外，这些组件的轴向位置(例如，向上/向下)位置也可以被调节以影响核反应堆堆芯102的反应性。
应该理解的是，熔融燃料也可以充当在核反应堆内的中子毒物(neutronpoison)。因此，将熔融燃料移出核反应堆的高中子价值区域并进入较低中子价值区域内也可以提供某个水平的正反应性反馈。尽管如此，被动反应性控制核燃料装置104可以被设计成使得将熔融燃料移动到较低中子价值区域的负反应性反馈超过从高中子价值区域移除熔融燃料(作为毒物)的正反应性反馈。
相比而言，当熔融燃料不再满足负反应性反馈燃料膨胀温度条件(例如，不再高到足以引起核燃料的膨胀以将熔融燃料的一部分移动到核反应堆堆芯102的较低中子价值区域内的温度)时，在高中子价值区域中的裂变材料的体积的增加提供在核反应堆堆芯102中的正反应性反馈。例如，当在被动反应性控制核燃料装置104内的裂变核燃料移回到核反应堆堆芯102的高中子价值区域内(例如通过当温度降低时熔融燃料的致密化)时，在核反应堆堆芯102内的反应性增加。因此，在一个实现方式中，被动反应性控制核燃料装置(例如被动反应性控制核燃料装置104)可以在核燃料材料的温度增加时向裂变反应提供负反馈，并且在核燃料材料的温度降低时向裂变反应提供正反馈。
图2示出了具有核反应堆堆芯装置的位置(例如装置位置204)的阵列的示例核反应堆堆芯202的横截面视图，该核反应堆堆芯装置包括被动反应性控制组件装置。应当理解的是，快核反应堆堆芯通常具有比在图2的示例堆芯中所示的更多的装置位置和装置，但是减少数量的装置位置和装置被示出是为了便于描述和说明。每个装置都被插入在阵列中的结构上定义的装置位置内。反射器装置(例如在装置位置204处的可更换辐射反射器装置以及永久辐射反射器材料214)位于中央反应堆堆芯区域的边界处，以将中子反射回到中央反应堆堆芯区域内。
核燃料组件装置(例如核燃料组件装置206和核燃料组件装置208)占据在核反应堆堆芯202中的大多数装置位置。当核反应进展时，可通过俘获在某个能量范围内的中子来将增殖性的核燃料的原子转换或转化为裂变核燃料。例如，增殖性的核(例如铀-238核)可以俘获快中子，并通过β衰变转化为裂变核，例如Pu-239。同时，在这种情况下，Pu-239核可以俘获中子，导致产生多个快中子的裂变反应。与每个裂变反应一起的这个中子倍增为从增殖性的核燃料转化新的裂变核燃料提供足够的中子。因此，裂变反应推动了从其消耗的增殖性的核燃料中增殖新的裂变核燃料。裂变反应的反应性可以在某种程度上由一个或更多个可移动反应性控制组件装置(例如可移动反应性控制组件装置210)控制。
通过将被动反应性控制核燃料装置(例如被动反应性控制核燃料装置212)引入到核反应堆堆芯202内，可以在核燃料的温度满足负反应性反馈膨胀温度条件(例如，燃料的温度已经超过特定的温度阈值)之后通过使熔融燃料热膨胀以移动到核反应堆堆芯202的较低中子价值区域中来降低裂变反应的反应性。相反，可以在核燃料的温度未能满足负反应性反馈膨胀温度条件(例如，燃料的温度已经降低到特定温度阈值之下)之后通过熔融燃料的致密化以移动回到核反应堆堆芯202的高中子价值区域内来增加裂变反应的反应性。在一个实现方式中，可以在整个核反应堆堆芯202中使用十八个被动反应性控制核燃料装置，但是不同的反应堆设计可以受益于更多或更少数量的被动反应性控制核燃料装置。
图3示出了包含在核反应堆堆芯的高中子价值区域内的处于固态燃料状态的核燃料318的示例被动反应性控制核燃料装置300的横截面视图。被动反应性控制核燃料装置300包括导管304，导热流体(例如冷却剂306，例如熔融钠)可以流过导管304。导管304可以由HT9不锈钢制造，但是其他材料可以被使用。
导管304还包含多壁燃料室308，其是多壁燃料室的示例。在一个实现方式中，多壁燃料室308的外壁室310主要包括HT9不锈钢，但是其他材料可以至少部分地被使用。此外，在一个实现方式中，多壁燃料室308的内壁室312主要包括钼，但是其他材料可以至少部分地被使用。在一个实现方式中，内壁室312安装有也可以由HT9不锈钢或其他材料形成的一个或更多个导热触头314。当一个或更多个触头314接近和/或物理地接触外壁室310时，触头314可以改善在内壁室312和外壁室310(以及因此冷却剂306)之间的热连通。如所示，也可以提供在外壁室310的内部上的相对应的触头315。在内壁室312和外壁室310之间的间隙区域316可以包含真空或气体，例如标记气体，如果外壁室310出现机械故障并且潜在地危及熔融燃料储存，则标记气体可以被检测到。在外壁室310和内壁室312之间的间隙区域316使内壁室312从例如与冷却剂的热连通热隔离。导热流体或冷却剂的流动温度通常小于在核反应期间在内壁室内的温度。
多壁燃料室308包含在内壁室312中的核燃料318。在图3所示的状态中，核燃料318在初始状态中(例如，在反应堆启动或最初插入核反应堆堆芯内时)。在一个实现方式中，核燃料318为包括增殖性的核燃料和结合材料(其可以或可以不是在中子学上半透明的)的组合的固态多孔形式。例如，结合材料可以表现为核半透明载体介质(例如，当熔化时)。在图3中，核燃料318保持在固体状态中，因为核燃料318的温度没有超过它的熔化温度(例如，不满足核燃料熔化温度条件)。核燃料材料的其他示例形式可以包括但不限于固体无孔块、粉末、浆料、和悬浮液。例如，增殖性的核燃料可以包括238U(铀)，例如铀泡沫，并且结合材料可以包括镁(Mg)。可以采用其他材料类型和结构。(在一些实现方式中，核燃料318还可以包括一定量的裂变核燃料，例如239Pu(钚)，特别是如果被动反应性控制核燃料装置300意欲在其生命周期中的早期(例如，在启动时)经历裂变。)然而，在增殖和燃烧快反应堆中，增殖性的核燃料最终可以转化为可经历裂变的裂变核燃料。
增压室区域320也位于内壁室312内以在燃料温度升高和燃料材料膨胀到增压室或增压室区域320中时接收气态裂变产物以及熔融燃料。如所示，增压室区域320的至少一部分位于高中子价值区域之外。因此，当熔融燃料膨胀到增压室区域320内(并离开高中子价值区域)时，在核反应堆堆芯中的反应性降低。
增加核燃料318的内部温度的一种方法涉及发起和维持在示例被动反应性控制核燃料装置300内的核裂变反应。在核反应堆堆芯内，在核反应堆堆芯内的中子可以与驻留在示例被动反应性控制核燃料装置300内的裂变核燃料碰撞，以产生足以增加示例被动反应性控制核燃料装置300的内部温度以超过结合材料的熔化温度的核裂变反应。一旦结合材料熔化成载体材料，裂变核燃料就可以与载体材料一起溶解以提供裂变核燃料溶液(熔融燃料)。可以采用增加核燃料318的温度的其他方法。
图4A示出了被动反应性控制核燃料装置400沿着长轴402的透视图，以及图4B示出了被动反应性控制核燃料装置400沿着长轴402的横截面视图。在一个实现方式中，被动反应性控制核燃料装置400的外部结构壁404形成用于包含冷却剂406(例如液态钠)的流的导管。导管的外部结构壁404可以由HT9不锈钢制成，但是其他材料可以被使用。
具有外壁室410和内壁室412的多壁燃料室408位于外部结构壁404内。在一个实现方式中，多壁燃料室408的外壁室410主要包括HT9不锈钢，但是其他材料可以至少部分地被使用。此外，在一个实现方式中，多壁燃料室408的内壁室412主要包括钼，但是其他材料可以至少部分地被使用。在一个实现方式中，内壁室412安装有也可以由HT9不锈钢或其他材料形成的一个或更多个导热触头，例如触头414。当一个或更多个触头414接近和/或物理地接触外壁室410时，触头414可以改善在内壁室412和外壁室410(以及因此冷却剂406)之间的热连通。如所示，也可以提供在外壁室410的内部上的相对应的触头，例如触头415。在内壁室412和外壁室410之间的间隙区域416可以包含真空或气体，例如标记气体，如果外壁室410出现机械故障并且潜在地危及熔融燃料储存，则标记气体可以被检测到。在外壁室410和内壁室412之间的间隙区域416使内壁室412从例如与冷却剂的热连通热隔离。导热流体或冷却剂的流动温度通常小于在核反应期间在内壁室内的温度。
内壁室412包含核燃料418。在一个实现方式中，核燃料418是包括增殖性的核燃料和结合材料的组合的固态多孔形式。例如，增殖性的核燃料可以包括238U(铀)，例如铀泡沫，并且结合材料可以包括镁(Mg)。可以采用其他材料类型和结构。(在该初始状态的一个实现方式中，核燃料418还可以包括一定量的裂变核燃料，例如239Pu(钚)，特别是如果被动反应性控制核燃料装置400预期在其生命周期的早期(例如，在启动时)经历裂变。)然而，在增殖和燃烧快反应堆中，增殖性的核燃料最终可以转化为可经历裂变的裂变核燃料。
图5示出了包含在核反应堆堆芯的高中子价值区域内的熔融燃料501的示例被动反应性控制核燃料装置500的横截面视图。作为核燃料518的固态多孔燃料块驻留在示例被动反应性控制核燃料装置500中，使得熔融燃料501可以穿过核燃料518的孔。被动反应性控制核燃料装置500包括导管504，冷却剂506(例如熔融钠)可以流过导管504。导管504可以由HT9不锈钢制造，但是其他材料可以被使用。
导管504还包含多壁燃料室508。在一个实现方式中，多壁燃料室508的外壁室510主要包括HT9不锈钢，但是其他材料可以至少部分地被使用。此外，在一个实现方式中，多壁燃料室508的内壁室512主要包括钼，但是其他材料可以至少部分地被使用。在一个实现方式中，内壁室512安装有也可以由HT9不锈钢或其他材料形成的一个或更多个导热触头514。当一个或更多个触头514接近和/或物理地接触外壁室510时，触头514可以改善在内壁室512和外壁室510(以及因此冷却剂506)之间的热连通。如所示，也可以提供在外壁室510的内部上的相对应的触头515。在内壁室512和外壁室510之间的间隙区域516可以包含真空或气体，例如标记气体，如果外壁室510出现机械故障并且潜在地危及熔融燃料储存，则标记气体可以被检测到。在外壁室510和内壁室512之间的间隙区域516使内壁室512从例如与冷却剂的热连通热隔离。导热流体或冷却剂的流动温度通常小于在核反应期间在内壁室内的温度。
多壁燃料室508包含在内壁室512中的核燃料518。在图5所示的状态中，核燃料518处于中间状态，其中核燃料518的温度已经超过核燃料518的熔化温度，其使核燃料518的全部或一些部分转变成熔融燃料501(例如，增殖性的核燃料的固体部分可以保持为固体状态)。在一个实现方式中，核燃料518可以包括裂变核燃料和载体材料的组合或者增殖性的核燃料、裂变核燃料、和载体材料的组合。例如，增殖性的核燃料可以包括238U(铀)，例如铀泡沫，且结合材料可以包括镁(Mg)，以及裂变核燃料可以包括在Mg-Pu溶液中的239Pu(钚)。可以采用其他材料类型和结构。然而，在增殖和燃烧快反应堆中，增殖性的核燃料最终可以转化为可经历裂变的裂变核燃料。
注意，核燃料518包括固态增殖性的核燃料和熔融裂变燃料(例如裂变核燃料和载体材料的溶液)。裂变燃料的熔融状态表明核燃料518的温度已经超过核燃料518的熔化温度，并且熔融燃料501在核反应堆堆芯的高中子价值区域内和不在该区域外的位置表明核燃料518的温度没有满足负反应性反馈膨胀温度条件。
增压室区域520也位于内壁室512内以在燃料温度升高和燃料材料膨胀到增压室或增压室区域520中时接收气态裂变产物以及熔融燃料。如所示，增压室区域520的至少一部分位于高中子价值区域之外。因此，当熔融燃料膨胀到增压室区域520内(并离开高中子价值区域)时，在核反应堆堆芯中的反应性降低。
在一个实现方式中，Mg可以用作结合材料。镁具有约650℃的熔点。相反，核反应堆的一种配置包括约360℃的入口冷却剂温度，这通常不足以熔化Mg。
示例性被动反应性控制核燃料装置500的内部温度以及因此结合材料可以被增加以超过Mg的熔化温度，有一些缓冲以确保Mg熔化。熔融Mg形成可以充当在示例被动反应性控制核燃料装置500内的裂变核燃料(例如239Pu)的熔剂的载体材料，提供熔融裂变核燃料溶液(Mg-Pu)。增加核燃料518的内部温度的一种方法涉及维持在示例被动反应性控制核燃料装置500内的核裂变反应。核燃料518的增加的内部温度可以将核燃料518从固态燃料状态转变为熔融燃料状态。
裂变核燃料可以最初储存在示例被动反应性控制核燃料装置500的内壁室512中。可选地或者此外，裂变核燃料可以通过从在运行的核反应堆堆芯内的其他地方的裂变反应产生的快中子从固态多孔增殖性的核燃料中增殖出。
图6示出了包含在核反应堆堆芯的高中子价值区域之外膨胀的熔融燃料601的示例被动反应性控制核燃料装置600的横截面视图。作为核燃料618的固态多孔燃料块(solidporous fuel slug)也驻留在示例被动反应性控制核燃料装置600中，使得熔融燃料601可以穿过核燃料618的孔。被动反应性控制核燃料装置600包括导管604，冷却剂606(例如熔融钠)可以流过该导管604。导管604可以由HT9不锈钢制造，但是其他材料可以被使用。
导管604还包含多壁燃料室608。在一个实现方式中，多壁燃料室608的外壁室610主要包括HT9不锈钢，但是其他材料可以至少部分地被使用。此外，在一个实现方式中，多壁燃料室608的内壁室612主要包括钼，但是其他材料可以至少部分地被使用。在一个实现方式中，内壁室612安装有也可以由HT9不锈钢或其他材料形成的一个或更多个导热触头614。当一个或更多个触头614接近和/或物理地接触外壁室610时，触头614可以改善在内壁室612和外壁室610(以及因此冷却剂606)之间的热连通。如所示，也可以提供在外壁室610的内部上的相对应的触头615。在内壁室612和外壁室610之间的间隙区域616可以包含真空或气体，例如标记气体，如果外壁室610出现机械故障并且潜在地危及熔融燃料储存，则标记气体可以被检测到。在外壁室610和内壁室612之间的间隙区域616使内壁室612从例如与冷却剂的热连通热隔离。导热流体或冷却剂的流动温度通常小于在核反应期间在内壁室内的温度。
多壁燃料室608包含在内壁室612中的核燃料618。在图6所示的状态中，核燃料618处于中间状态，其中熔融燃料601被加热到足够高的温度，使得熔融燃料601在内壁室612内膨胀到增压室或增压室区域620中，但是不足以引起足够大的温度增加来使内壁室612显著热膨胀。在一个实现方式中，核燃料618为包括增殖性的核燃料和结合材料的组合的固态多孔形式。例如，增殖性的核燃料可以包括238U(铀)，例如铀泡沫，并且结合材料可以包括镁(Mg)。可以采用其他材料类型和结构。(在该中间状态的一个实现方式中，熔融燃料601还将包括一定量的裂变核燃料，例如在Mg-Pu溶液中的239Pu(钚)。)然而，在增殖和燃烧快反应堆中，增殖性的核燃料最终可以转化为可经历裂变的裂变核燃料。
注意，核燃料618包括固态增殖性的核燃料和熔融裂变燃料(例如裂变核燃料和载体材料的溶液)。裂变燃料的熔融状态表明核燃料618的温度已经超过核燃料618的熔化温度，并且熔融燃料601在核反应堆堆芯的高中子价值区域内和外的位置表明核燃料601的温度已经满足负反应性反馈膨胀温度条件。
增压室区域620也位于内壁室612内，以在燃料温度升高和燃料材料膨胀到增压室或增压室区域620内时接收气态裂变产物以及熔融燃料601。如所示，增压室区域620的至少一部分位于高中子价值区域之外。因此，当熔融燃料膨胀到增压室区域620(并离开高中子价值区域)时，在核反应堆堆芯中的反应性降低。
图7示出了包含熔融燃料701的示例被动反应性控制核燃料装置700的横截面视图，熔融燃料701在核反应堆堆芯的高中子价值区域之外膨胀并使熔融燃料被包含在其中的内壁室712膨胀。作为核燃料718的固态多孔燃料块也驻留在示例被动反应性控制核燃料装置700中，使得熔融燃料701可以穿过核燃料718的孔。被动反应性控制核燃料装置700包括导管704，冷却剂706(例如熔融钠)可以流过该导管704。导管704可以由HT9不锈钢制造，但是其他材料可以被使用。
导管704还包含多壁燃料室708。在一个实现方式中，多壁燃料室708的外壁室710主要包括HT9不锈钢，但是其他材料可以至少部分地被使用。此外，在一个实现方式中，多壁燃料室708的内壁室712主要包括钼，但是其他材料可以至少部分地被使用。在一个实现方式中，内壁室712安装有也可以由HT9不锈钢或其他材料形成的一个或更多个导热触头714。当一个或更多个触头714接近和/或物理地接触外壁室710时，触头714可以改善在内壁室712和外壁室710(以及因此冷却剂706)之间的热连通。如所示，也可以提供在外壁室710的内部上的相对应的触头715。在内壁室712和外壁室710之间的间隙区域716可以包含真空或气体，例如标记气体，如果外壁室710出现机械故障并且潜在地危及熔融燃料储存，则标记气体可以被检测到。在外壁室710和内壁室712之间的间隙区域716使内壁室712从例如与冷却剂的热连通热隔离。尽管如此，当内壁室712的温度增加时，内壁室712可以热膨胀以克服热隔离。导热流体或冷却剂的流动温度通常小于在核反应期间在内壁室内的温度。
多壁燃料室708包含在内壁室712中的核燃料718。在图7所示的状态中，核燃料718处于由中子加热、伽马加热、和燃料材料的方向裂变的潜在组合引起的非常高的温度状态中。在足够高的温度下，内壁室712可以热膨胀，使得内壁室712的壁朝着外壁室710的壁膨胀。在一个实现方式中，核燃料718为包括增殖性的核燃料和结合材料的组合的固态多孔形式。例如，增殖性的核燃料可以包括238U(铀)，例如铀泡沫，并且结合材料可以包括镁(Mg)。可以采用其他材料类型和结构。(在该中间状态的一个实现方式中，核燃料718还将包括一定量的裂变核燃料，例如在Mg-Pu溶液中的239Pu(钚)。)然而在增殖与燃烧快反应堆中，增殖性的核燃料最终可以转化为可经历裂变的裂变核燃料(例如，238U增殖性的核燃料被增殖成239Pu裂变核燃料材料，其可以与Mg一起溶解，被指定为Mg-Pu裂变燃料溶液)。
注意，核燃料718包括固态增殖性的核燃料和熔融裂变燃料(例如裂变核燃料和载体材料的溶液)。裂变燃料的熔融状态表明核燃料718的温度已经超过核燃料718的熔化温度，并且熔融燃料701在核反应堆堆芯的高中子价值区域之内和之外的位置表明熔融燃料701的温度已经满足负反应性反馈膨胀温度条件。此外，内壁室712的膨胀表明燃料和/或内壁室712的温度在非常高的温度条件下满足内壁室膨胀条件。当核燃料718的温度降低时，温度可能不再满足内壁室膨胀条件，使得内壁室712的热膨胀速率也可以降低和/或逆转。
增压室区域720也位于内壁室712内，以在燃料温度升高和燃料材料膨胀到增压室或增压室区域720中时接收气态裂变产物以及熔融燃料。如所示，增压室区域720的至少一部分位于高中子价值区域之外。因此，当熔融燃料膨胀到增压室区域720内(并离开高中子价值区域)时，在核反应堆堆芯中的反应性降低。
与图6所示的状态相反，图7所示的状态描绘了在足够高到迫使内壁室712膨胀的温度下的熔融燃料701。为了避免当温度满足内壁室膨胀条件(例如，使内壁室712朝着外壁室710膨胀)时内壁室712出现机械故障，膨胀使内壁室712的触头714朝着外壁室710的触头715移动。当在触头714和715之间的距离减小(特别是到物理接触的点)时，熔融燃料701的热可以辐射或传导到外壁室710，快降低熔融燃料701的温度，甚至到熔融燃料701快致密化的程度，降低熔融燃料701的温度，甚至潜在地到将熔融燃料701冻结成核燃料的固体核燃料块718的程度。以这种方式，可以保持内壁室温度的上限——当温度增加时，内壁室712热膨胀成与外壁室710和冷却剂706的辐射或传导热连通，导致内壁室712的温度的降低。
图8示出了在熔融燃料被致密化之后包含在核反应堆堆芯的高中子价值区域内的核燃料818的示例被动反应性控制核燃料装置800的横截面视图。被动反应性控制核燃料装置800包括导管804，冷却剂806(例如熔融钠)可以流过导管804。导管804可以由HT9不锈钢制造，但是其他材料可以被使用。
导管804还包含多壁燃料室808。在一个实现方式中，多壁燃料室808的外壁室810主要包括HT9不锈钢，但是其他材料可以至少部分地被使用。此外，在一个实现方式中，多壁燃料室808的内壁室812主要包括钼，但是其他材料可以至少部分地被使用。在一个实现方式中，内壁室812安装有也可以由HT9不锈钢或其他材料形成的一个或更多个导热触头814。当一个或更多个触头814接近和/或物理地接触外壁室810时，触头814可以改善在内壁室812和外壁室810(以及因此冷却剂806)之间的热连通。如所示，也可以提供在外壁室810的内部上的相对应的触头815。在内壁室812和外壁室810之间的间隙区域816可以包含真空或气体，例如标记气体，如果外壁室810出现机械故障并且潜在地危及熔融燃料储存，则标记气体可以被检测到。在外壁室810和内壁室812之间的间隙区域816使内壁室812从例如与冷却剂的热连通热隔离。导热流体或冷却剂的流动温度通常小于在核反应期间在内壁室内的温度。
多壁燃料室808包含在内壁室812中的核燃料818。在图8所示的状态下，核燃料818在复位状态(reset state)中(例如，在从核燃料818中提取足够的热以将熔融燃料转变成例如核燃料818的固体状态之后)。核燃料818的温度不再超过核燃料818的熔化温度，并且不再满足负反应性反馈膨胀温度条件。在一个实现方式中，核燃料818返回到包括增殖性的核燃料、裂变核燃料、和结合材料的组合的固体形式。例如，增殖性的核燃料可以包括238U(铀)，例如铀泡沫，并且结合材料可以包括镁(Mg)。可以采用其他材料类型和结构。然而，在增殖和燃烧快反应堆中，增殖性的核燃料最终可以转化为可经历裂变的裂变核燃料。
增压室区域820也位于内壁室812内，以在燃料温度升高和燃料材料膨胀到增压室或增压室区域820内时接收气态裂变产物以及熔融燃料。如所示，增压室区域820的至少一部分位于高中子价值区域之外。因此，当熔融燃料膨胀到增压室区域820内(并离开高中子价值区域)时，在核反应堆堆芯中的反应性降低。
图9示出了可选的示例被动反应性控制核燃料装置的横截面视图。被动反应性控制核燃料装置可以包括导管(未示出)，冷却剂(例如熔融钠)可以流过该导管。导管可以由HT9不锈钢制造，但是其他材料可以被使用。
在一个实现方式中，多壁燃料室900包括多壁燃料室900的外壁室910，其主要包括HT9不锈钢，但是其他材料可以至少部分地被使用。此外，在一个实现方式中，多壁燃料室900的内壁室912主要包括钼，但是其他材料可以至少部分地被使用。在内壁室912和外壁室910之间的间隙区域916可以包含真空或气体，例如标记气体，如果外壁室910出现机械故障并且潜在地危及熔融燃料储存，则标记气体可以被检测到。在外壁室910和内壁室912之间的间隙区域916使内壁室912从例如与冷却剂的热连通热隔离。导热流体或冷却剂的流动温度通常小于在核反应期间在内壁室内的温度。
多壁燃料室900包含在内壁室912内的增殖核燃料918，例如多孔、粉末状、或悬浮液形式的238U(铀)。增殖性的核燃料918通过可渗透阻挡层919与包含液态金属燃料901(例如Mg-Pu)的裂变核燃料区域分离，但是液态金属燃料901可以驻留在可渗透阻挡层919的任一侧上。当增殖性的核燃料918由从与核反应堆的裂变反应(并且潜在地从在多壁燃料室900本身内)产生的快谱中子转化为裂变核燃料时，所转化的裂变核燃料扩散到具有液态金属燃料901的溶液中。在图9所示的状态中，液态金属燃料901处于中间状态(例如，在足够的热已经被提供到液态金属燃料901以保持液态金属燃料的熔融状态之后)。
增压室区域920也位于内壁室912内，以在燃料温度升高和燃料材料膨胀到增压室或增压室区域920中时接收气态裂变产物以及熔融燃料。如所示，增压室区域920的至少一部分位于核反应堆堆芯的高中子价值区域之外。因此，当熔融燃料膨胀到增压室区域920内(并离开高中子价值区域)时，在核反应堆堆芯中的反应性降低。
图10示出了示例被动反应性控制核燃料装置的横截面视图，其中液态金属燃料1001在核反应堆堆芯的高中子价值区域之外膨胀。被动反应性控制核燃料装置可以包括导管(未示出)，冷却剂(例如熔融钠)可以流过该导管。导管可以由HT9不锈钢制造，但是其他材料可以被使用。
在一个实现方式中，多壁燃料室1000包括多壁燃料室1000的外壁室1010，该外壁室主要包括HT9不锈钢，但是其他材料可以至少部分地被使用。此外，在一个实现方式中，多壁燃料室1000的内壁室1012主要包括钼，但是其他材料可以至少部分地被使用。在内壁室1012和外壁室1010之间的间隙区域1016可以包含真空或气体，例如标记气体，如果外壁室1010出现机械故障并且潜在地危及熔融燃料储存，则标记气体可以被检测到。在外壁室1010和内壁室1012之间的间隙区域1016使内壁室1012从例如与冷却剂的热连通热隔离。导热流体或冷却剂的流动温度通常小于在核反应期间在内壁室内的温度。
多壁燃料室1000包含在内壁室1012内的增殖性的核燃料1018，例如多孔、粉末、状或悬浮液形式的238U(铀)。增殖性的核燃料1018通过可渗透阻挡层1019与包含液态金属燃料1001(例如Mg-Pu)的裂变核燃料区域分离，但是液态金属燃料1001可以位于可渗透阻挡层1019的任一侧上。当增殖性的核燃料1018由从与核反应堆的裂变反应(并且潜在地从多壁燃料室1000本身内)产生的快谱中子转化为裂变核燃料时，所转化的裂变核燃料扩散到具有液态金属燃料1001的溶液中。在图10所示的状态中，液态金属燃料1001处于中间状态(例如，在足够的热已经被提供到液态金属燃料1001以保持液态金属燃料1001的熔融状态之后)，以进一步使液态金属燃料1001膨胀，使得相当大体积的液态金属燃料1001位于核反应堆堆芯的高中子价值区域之外。通过将相当大体积的液态金属燃料1001移除到在高中子价值区域之外，被动反应性控制核燃料装置降低在核反应堆堆芯内的反应性。
增压室区域1020也位于内壁室1012内，以在燃料温度升高和燃料材料膨胀到增压室内或增压室区域1020中时接收气态裂变产物以及熔融燃料。如所示，增压室区域1020的至少一部分位于核反应堆堆芯的高中子价值区域之外。因此，当熔融燃料膨胀到增压室区域1020内(并离开高中子价值区域)时，在核反应堆堆芯中的反应性降低。
应当理解的是，类似于图9和图10所示的可选实现方式可以不使用可渗透膜。例如，可使用增殖材料的固体块或固态多孔块，使得增殖材料通常在没有可渗透膜的帮助的情况下保持其形状和位置。
图11示出了另一可选的示例被动反应性控制核燃料装置的横截面视图。被动反应性控制核燃料装置可以包括导管(未示出)，冷却剂(例如熔融钠)可以流过该导管。导管可以由HT9不锈钢制造，但是其他材料可以被使用。
在一个实现方式中，多壁燃料室1100包括多壁燃料室1100的外壁室1110，该外壁室主要包括HT9不锈钢，但是其他材料可以至少部分地被使用。此外，在一个实现方式中，多壁燃料室1100的内壁室1112主要包括钼，但是其他材料可以至少部分地被使用。在内壁室1112和外壁室1110之间的间隙区域1116可以包含真空或气体，例如标记气体，如果外壁室1110出现机械故障并且潜在地危及熔融燃料储存，则标记气体可以被检测到。在外壁室1110和内壁室1112之间的间隙区域1116使内壁室1112从例如与冷却剂的热连通热隔离。导热流体或冷却剂的流动温度通常小于在核反应期间在内壁室内的温度。
多壁燃料室1100包含在内壁室1112内的液态金属燃料1101，例如Mg-Pu。在图11所示的状态中，液态金属燃料1101处于中间状态(例如，在足够的热已经被提供到液态金属燃料1101以保持液态金属燃料的熔融状态之后)，但是液态金属燃料1101没有在核反应堆堆芯的高中子价值区域之外显著膨胀。
增压室区域1120也位于内壁室1112内，以在燃料温度升高和燃料材料膨胀到增压室或增压室区域1120中时接收气态裂变产物以及熔融燃料。如所示，增压室区域1120的至少一部分位于核反应堆堆芯的高中子价值区域之外。因此，当熔融燃料膨胀到增压室区域1120内(并离开高中子价值区域)时，在核反应堆堆芯中的反应性降低。
图12示出了另一可选的示例被动反应性控制核燃料装置的横截面视图，其中液态金属燃料1201在核反应堆堆芯的高中子价值区域之外膨胀。被动反应性控制核燃料装置可以包括导管(未示出)，冷却剂(例如熔融钠)可以流过该导管。导管可以由HT9不锈钢制造，但是其他材料可以被使用。
在一个实现方式中，多壁燃料室1200包括多壁燃料室1200的外壁室1210，该外壁室主要包括HT9不锈钢，但是其他材料可以至少部分地被使用。此外，在一个实现方式中，多壁燃料室1200的内壁室1212主要包括钼，但是其他材料可以至少部分地被使用。在内壁室1212和外壁室1210之间的间隙区域1216可以包含真空或气体，例如标记气体，如果外壁室1210出现机械故障并且潜在地危及熔融燃料储存，则标记气体可以被检测到。在外壁室1210和内壁室1212之间的间隙区域1216使内壁室1212从例如与冷却剂的热连通热隔离。导热流体或冷却剂的流动温度通常小于在核反应期间在内壁室内的温度。
多壁燃料室1200包含在内壁室1212内的液态金属燃料1201，例如Mg-Pu。在图12所示的状态中，液态金属燃料1201处于中间状态(例如，在足够的热已经被提供到液态金属燃料1201以保持液态金属燃料的熔融状态之后)，并且液态金属燃料1201在核反应堆堆芯的高中子价值区域之外已经显著膨胀。通过将相当大体积的液态金属燃料1201移除到在高中子价值区域之外，被动反应性控制核燃料装置降低在核反应堆堆芯内的反应性。
增压室区域1220也位于内壁室1212内，以在燃料温度升高和燃料材料膨胀到增压室或增压室区域内时接收气态裂变产物以及熔融燃料。如所示，增压室区域1220的至少一部分位于核反应堆堆芯的高中子价值区域之外。因此，当熔融燃料膨胀到增压室区域1220内(并离开高中子价值区域)时，在核反应堆堆芯中的反应性降低。
注意，图11和图12描绘了在多壁燃料室的内壁室内不包括增殖性的核燃料的实现方式。虽然没有明确地被描述，但是所描述的技术的其他实现方式，例如关于图3示出和描述的技术，也可以在多壁燃料室的内壁室内没有增殖性的核燃料的情况下被实现。
图13示出了包括在内壁室1312中的可选地成形的增压室区域1320的示例被动反应性控制核燃料装置1300的横截面视图。熔融燃料1301在核反应堆堆芯的高中子价值区域之外膨胀并进入增压室区域1320内。作为核燃料1318的固态多孔燃料块驻留在示例被动反应性控制核燃料装置1300中，使得熔融燃料1301可以穿过核燃料1318的孔。被动反应性控制核燃料装置1300包括导管1304，冷却剂1306(例如熔融钠)可以流过该导管1304。导管1304可以由HT9不锈钢制造，但是其他材料可以被使用。
导管1304还包含多壁燃料室1308。在一个实现方式中，多壁燃料室1308的外壁室1310主要包括HT9不锈钢，但是其他材料可以至少部分地被使用。此外，在一个实现方式中，多壁燃料室1308的内壁室1312主要包括钼，但是其他材料可以至少部分地被使用。在一个实现方式中，内壁室1312安装有也可以由HT9不锈钢或其他材料形成的一个或更多个触头1314。当一个或更多个触头1314接近和/或物理地接触外壁室1310时，触头1314可以改善在内壁室1312和外壁室1310(以及因此冷却剂1306)之间的热连通。如所示，也可以提供在外壁室1310的内部上的相对应的触头1315。在内壁室1312和外壁室1310之间的间隙区域1316可以包含真空或气体，例如标记气体，如果外壁室1310出现机械故障并且潜在地危及熔融燃料储存，则标记气体可以被检测到。在外壁室1310和内壁室1312之间的间隙区域1316使内壁室1312从例如与冷却剂的热连通热隔离。导热流体或冷却剂的流动温度通常小于在核反应期间在内壁室内的温度。
多壁燃料室1308包含在内壁室1312中的核燃料1318。在图13所示的状态中，核燃料1318处于中间状态，其中熔融燃料1301被加热到足够高的温度，使得熔融燃料1301在内壁室1312内膨胀到增压室区域1320中，但是不足以引起足够大的温度增加来使内壁室1312显著热膨胀。
注意，核燃料1318包括固态增殖性的核燃料和熔融裂变燃料(例如裂变核燃料和载体材料的溶液)。裂变燃料的熔融状态表明核燃料1318的温度已经超过核燃料1318的熔化温度，并且熔融燃料1301在核反应堆堆芯的高中子价值区域之内和之外的位置表明核燃料1301的温度已经满足负反应性反馈膨胀温度条件。
增压室区域1320也位于内壁室1312内，以在燃料温度升高和燃料材料膨胀到增压室或增压室区域1320中时接收气态裂变产物以及熔融燃料1301。如所示，增压室区域1320的至少一部分位于高中子价值区域之外。因此，当熔融燃料膨胀到增压室区域1320内(并离开高中子价值区域)时，在核反应堆堆芯中的反应性降低。增压室区域1320被显示为稍微锥形的，使得当离高中子价值区域的距离增加时增压室区域1320的直径减小。因为增压室区域1320具有比在高中子价值区域内的内壁室小的直径，所以增压室区域1320允许熔融燃料1301在相同的温度条件下比具有更大直径的增压室区域相对于高中子价值区域膨胀得更远。也可以设想其他增压室配置。
如例如关于图2描述的示例被动反应性控制核燃料装置代表可位于核反应堆堆芯内的装置。然而在可选的实现方式中，被动反应性控制核燃料装置可以在更大规模上被制造以形成相当大体积的核反应堆容器。在这种实现方式中，例如被动反应性控制核燃料装置可以被制造成使得主要的核反应堆堆芯位于内壁室内并且熔融燃料可以通过热燃料的热膨胀从在内壁室内的高中子价值区域移动到较低中子价值区域的区域，以提供负反应性反馈。同样，使熔融燃料冷却使得所移除的熔融燃料移动回到高中子价值区域内可以在这样的大规模被动反应性控制核燃料装置中提供正反应性反馈。
上述说明书、示例、以及数据提供本发明的示例性实现方式的结用途的完整的描述。因为本发明的许多实现方式可以在不偏离本发明的精神和范围的情况下被做出，本发明在于文后随附的权利要求中。此外，不同实现方式的结构特征可以在又一个实现方式中组合而不偏离所列举的权利要求。

Claims (30)

1.一种用于核反应堆堆芯的被动反应性控制核燃料装置，所述被动反应性控制核燃料装置包括：
多壁燃料室，所述多壁燃料室包括：
内壁室，所述内壁室配置成将处于熔融燃料状态的核燃料定位在所述核反应堆堆芯的高中子价值区域内，所述内壁室还被配置成当所述核燃料的温度满足负反应性反馈膨胀温度条件时允许所述核燃料的至少一部分以熔融燃料状态移动到所述核反应堆堆芯的较低中子价值区域内同时保持在所述内壁室内，在熔融燃料状态下的所述核燃料到所述较低中子价值区域的移动增加了在所述核反应堆堆芯中的负反应性反馈，以及
外壁室，所述外壁室包含所述内壁室，在所述外壁室和所述内壁室之间的间隙热隔离所述内壁室。
2.根据权利要求1所述的被动反应性控制核燃料装置，进一步地，其中，所述内壁室的热隔离有助于将所述核燃料保持在熔融状态中。
3.根据权利要求1所述的被动反应性控制核燃料装置，还包括：
导管，所述导管包含所述外壁室，并被配置成使导热流体流过所述导管并与所述外壁室热连通。
4.根据权利要求1所述的被动反应性控制核燃料装置，其中，在熔融燃料状态下的所述核燃料到所述核反应堆堆芯的所述较低中子价值区域的移动降低了在所述核反应堆堆芯内的反应性。
5.根据权利要求1所述的被动反应性控制核燃料装置，其中，当所述核燃料的温度不满足核燃料熔化温度条件时，所述核燃料以固态燃料状态被存储在所述内壁室内。
6.根据权利要求1所述的被动反应性控制核燃料装置，其中，所述核燃料的所述熔化温度超过在包含所述外壁室的导管内的导热流体的流动温度。
7.根据权利要求1所述的被动反应性控制核燃料装置，其中，所述内壁室在所述内壁室的增加的内部温度下是可膨胀的。
8.根据权利要求1所述的被动反应性控制核燃料装置，其中，所述核燃料包括固态多孔增殖性的核燃料和结合材料。
9.根据权利要求1所述的被动反应性控制核燃料装置，其中，所述核燃料包括固态多孔增殖性的核燃料、结合材料、和裂变核燃料。
10.根据权利要求1所述的被动反应性控制核燃料装置，其中，在熔融燃料状态下的所述核燃料包括裂变核燃料和核半透明载体介质的溶液，所述核半透明载体介质由熔化的结合材料形成。
11.根据权利要求1所述的被动反应性控制核燃料装置，其中，当所述内壁室在所述内壁室的增加的内部温度下没有膨胀时，所述内壁室不与所述外壁室物理地接触。
12.根据权利要求1所述的被动反应性控制核燃料装置，其中，当所述内壁室在所述内壁室的增加的内部温度下膨胀时，所述内壁室将热从所述内壁室内辐射到在所述外壁室外部流动的导热流体。
13.根据权利要求1所述的被动反应性控制核燃料装置，其中，当所述内壁室在所述内壁室的增加的内部温度下膨胀以物理地接触所述外壁室时，所述内壁室将热从所述内壁室内传导至在所述外壁室外部流动的导热流体。
14.根据权利要求1所述的被动反应性控制核燃料装置，其中，当所述内壁室在所述内壁室的增加的内部温度下已经膨胀到允许在所述外壁室和固定到所述内壁室的触头之间进行物理接触时，所述内壁室将热从所述内壁室内传导至在所述外壁室外部流动的导热流体。
15.根据权利要求1所述的被动反应性控制核燃料装置，其中，从所述内壁室到在所述外壁室外部流动的导热流体的热传递降低了所述核燃料的温度并将所述核燃料转变为固态燃料状态。
16.根据权利要求1所述的被动反应性控制核燃料装置，还包括：
固定到所述内壁室并与所述核燃料热连通的一个或更多个导热触头，所述导热触头被配置为当所述内壁室膨胀时物理地接触所述外壁室。
17.根据权利要求1所述的被动反应性控制核燃料装置，其中，当所述内壁室在所述内壁室的增加的内部温度下膨胀到物理地接触所述外壁室时，所述内壁室将热从所述内壁室内传导至在所述外壁室外部流动的导热流体。
18.根据权利要求1所述的被动反应性控制核燃料装置，其中，在所述内壁室和所述外壁室之间的间隙至少部分地由标记气体填充。
19.根据权利要求1所述的被动反应性控制核燃料装置，其中，所述内壁室包括增压室，当在熔融燃料状态下的所述核燃料的温度增加时，在熔融燃料状态下的所述核燃料膨胀到所述增压室中。
20.一种具有核反应堆堆芯的核反应堆，包括：
被动反应性控制核燃料装置，所述被动反应性控制核燃料装置位于所述核反应堆堆芯中，所述被动反应性控制核燃料装置包括：
多壁燃料室，所述多壁燃料室包括：
内壁室，所述内壁室配置成将处于熔融燃料状态的核燃料定位在所述核反应堆堆芯的高中子价值区域内，所述内壁室还被配置成当所述核燃料的温度满足负反应性反馈膨胀温度条件时允许所述核燃料的至少一部分以熔融燃料状态移动到所述核反应堆堆芯的较低中子价值区域内同时保持在所述内壁室内，在熔融燃料状态下的所述核燃料到所述较低中子价值区域的移动增加了在所述核反应堆堆芯中的负反应性反馈，以及
外壁室，所述外壁室包含所述内壁室，在所述外壁室和所述内壁室之间的间隙热隔离所述内壁室；以及
导管，所述导管包含所述多壁燃料室，并且被配置为使导热流体流过所述导管并且与所述外壁室热连通。
21.根据权利要求20所述的核反应堆，其中，在熔融燃料状态下的所述核燃料到所述核反应堆堆芯的所述较低中子价值区域的移动降低了在所述核反应堆堆芯内的反应性。
22.根据权利要求20所述的核反应堆，其中，当所述核燃料的温度不满足核燃料熔化温度条件时，所述核燃料以固态燃料状态被存储在所述内壁室内。
23.根据权利要求20所述的核反应堆，其中，所述核燃料的所述熔化温度超过在所述导管内的所述导热流体的流动温度。
24.根据权利要求20所述的核反应堆，其中，所述内壁室在所述内壁室的温度下是可膨胀的。
25.根据权利要求20所述的核反应堆，其中，当所述内壁室在所述内壁室的增加的内部温度下没有膨胀时，所述内壁室不与所述外壁室物理地接触。
26.根据权利要求20所述的核反应堆，其中，当所述内壁室在所述内壁室的增加的内部温度下膨胀时，所述内壁室将热从所述内壁室内辐射到在所述外壁室外部流动的所述导热流体。
27.根据权利要求20所述的核反应堆，其中，当所述内壁室在所述内壁室的增加的内部温度下膨胀到物理地接触所述外壁室时，所述内壁室将热从所述内壁室内传导至在所述外壁室外部流动的所述导热流体。
28.根据权利要求20所述的核反应堆，其中，当所述内壁室在所述内壁室的增加的内部温度下膨胀到允许在所述外壁室和固定到所述内壁室的触头之间的物理接触时，所述内壁室将热从所述内壁室内传导至在所述外壁室外部流动的所述导热流体。
29.根据权利要求20所述的核反应堆，其中，从所述内壁室到在所述外壁室外部流动的所述导热流体的热传递降低了所述核燃料的温度，并将所述核燃料转变为固态燃料状态。
30.一种具有核反应堆堆芯的核反应堆，包括：
多壁燃料室，所述多壁燃料室包括
内壁室，所述内壁室被配置为包含所述核反应堆堆芯并且将在熔融燃料状态下的核燃料定位在所述核反应堆堆芯的高中子价值区域内，所述内壁室还被配置成当所述核燃料的温度满足负反应性反馈膨胀温度条件时允许所述核燃料的至少一部分以熔融燃料状态移动到所述核反应堆堆芯的较低中子价值区域同时保持在所述内壁室内，在熔融燃料状态下的所述核燃料到所述较低中子价值区域的移动增加了在所述核反应堆堆芯中的负反应性反馈，以及
外壁室，所述外壁室包含所述内壁室，在所述外壁室和所述内壁室之间的间隙热隔离所述内壁室。
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