CN110678936A - 减轻核燃料损坏：核反应堆和/或事件或事故 - Google Patents

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Abstract

组合物、制造和它们的制造和使用方法，其基本由具有大于或等于包含至少19.7％硼‑10同位素的硼的中子吸收截面的中子吸收剂和具有在海平面处在100℃的水的热导率的至少10％的热导率的热导体构成，它们组合以使所述粒子具有至少0.9982g/mL和最多2.0g/ml的密度。可以安置所述组合物以响应正常热阱丧失事件和/或正常冷却剂丧失事件以足以缓解正常热阱丧失事件和/或正常冷却剂丧失事件的量释放。

Description

减轻核燃料损坏：核反应堆和/或事件或事故
交叉引用
本申请要求2017年3月28日提交的美国临时专利申请No.62/478,024的权益和优先权，其全文经此引用并入本文。本申请还要求PCT/US2018/024612和PCT/US2018/024682和PCT/US2018/034964的权益和优先权，并经此引用并入本文。
背景
核反应堆如今在全球广泛使用并执行各种功能，包括产生电力、用于加热和工业过程、研究和开发的热能、生产工业放射性核素和推进船舶和航天器。在所有这些功能中，核安全是主要的设计和操作重点。核安全当然提出重要的技术问题。这包括确保作为核裂变的副产物并通过元素暴露于中子流生成的放射性核素不释放到环境中。这又包括通过确保持续存在合适的热阱并且适当地机械支撑燃料来保护燃料。涉及操作这些反应堆的当代核反应堆的成本大多与防止热阱丧失和随后的燃料损坏有关。
核反应堆被设计为生成热能并经由冷却剂或传递介质将这种能量传送到用于产生有用功(例如电力)的装置和最终传送到热阱，如土地、水体、空气或太空。典型的核反应堆配置包含容纳其燃料的核反应堆堆芯，容纳堆芯并提供液压回路(其中循环冷却剂以传送用于做有用功的热能和传送到最终热阱)的反应堆容器和包围整个系统以在发生反应堆事故，包括冷却剂液压回路失效时封住放射性核素和冷却剂的安全壳。
在其堆芯中的核反应堆燃料与热阱之间的关系特别重要，因为这种联系的丧失可迅速造成高燃料温度并最终造成燃料和燃料组分的失效。与热阱的正常联系的这种丧失通常被称为冷却丧失和事故(loss of cool and accident)，LOCA。LOCA事件迅速造成燃料损坏。燃料的失效导致反应堆的昂贵受损，并可能将放射性核素释放到环境中。
不同于化石燃料供能的系统，核反应堆具有在核链式反应(例如裂变)停止后持续数年的在燃料中的放射性核素衰变热源。与热阱的联系的丧失或LOCA因此甚至在停堆后也造成燃料损坏。在日本福岛、美国三哩岛、俄罗斯切尔诺贝利和英格兰温茨凯尔(Windscale)的堆芯损坏事件是这种状况的很好的实例。许多人死于在努力对切尔诺贝利核事故或事件做出反应时的辐射暴露。
当今的系统依赖于液体冷却剂(通常水或钠)或气体冷却剂(如二氧化碳)。尽管这些冷却剂通常是将核反应堆燃料与热阱相连的有效传热机制，但它们需要大量支撑组件，如管道、泵、阀等，和辅助动力(即电力或蒸汽)以支持这些组件泵送冷却剂、操纵阀和相关的仪器。这些支撑组件和辅助动力源容易失效，以造成冷却剂丧失和燃料与反应堆热阱失去连接。
冷却剂系统失效可以是外力，如地震活动或恐怖活动的结果，或它们可以是设计或制造缺陷的结果，以造成液压系统的结构故障或阻碍冷却剂流过液压回路的电气或控制故障。在任一情况下，结果相同：核燃料与热阱断开连接，因此其温度急剧升高到燃料降解和失效的点，以致放射性核素释放到环境中。
当今的核反应堆使用各种安全系统，它们专门设计为保护反应堆冷却剂系统和使用辅助冷却和多个辅助动力源提供纵深防御策略。这些多级备用设备显著提高核反应堆建设的成本，并且仍然发生涉及燃料损坏额反应堆事故。
从福岛、三哩岛、切尔诺贝利和温茨凯尔事故显而易见，需要开发备用燃料-热阱热联系的替代形式。相关地，需要缓解正常热阱丧失事件和/或正常冷却剂丧失事件的替代方式。
概述
响应这些和其它需要，将一种组合物添加到核事故或事件中，如在热阱丧失和/或冷却剂丧失事故中在反应堆堆芯环境中，以例如重建燃料-热阱热联系，为燃料提供增加的机械支撑，和/或通过防止发生进一步的裂变事件而限制燃料进一步产生热能。
该组合物或添加剂可包括包含(和在另一些实施方案中基本由其构成)具有大于硼(例如包含至少19.7％硼-10同位素)的中子吸收截面的非气态中子吸收剂和热导体(例如具有在海平面处在100℃的水的热导率的至少10％的热导率)的粒子，它们组合以具有至少0.9982g/mL和最多2.0g/ml的密度。该粒子可以，但不必须是玻璃、陶瓷、聚集体或它们的一些组合。该粒子可以，但不必始终是，复合材料。
本文中公开的组合物的技术效果可包括在吸收中子辐射和从核材料中导出热的同时稳定核材料。相信这样的组合物代表与常规冷却剂如水相比的进步。
本文中的教导涉及各自由玻璃珠粒(例如圆形、椭圆形，通常不是非常尖)构成的固体粒子，通常被薄金属膜涂布，并含有至少一个气泡以控制密度。
示例性地关于反应堆，在事故序列过程中可将粒子注入反应堆堆芯以重建燃料与热阱之间的联系并猝灭核反应/裂变过程。这显著降低燃料的温度并防止燃料损坏或减轻已发生的燃料损坏。
粒子可具有高热导率和高热容以及相对较高的熔点。粒子可一起提供用于让衰变热能逸出核反应堆燃料并最终传送到大热阱如反应堆结构和地基的热通路。
这些粒子的使用在通常造成燃料损坏或更糟情况的冷却剂丧失事故中为反应堆操作人员提供替代或补充冷却策略。粒子的使用让操作人员有明显更多时间用传统冷却剂，如水或钠再淹没核反应堆堆芯并最终终止事故序列。
这些粒子的尺寸和形状使得它们相对容易流动并可在需要时填充一部分或全部反应堆堆芯腔。可以注入粒子，视需要被附加冷却剂介质如液体或气体携带或靠重力流入反应堆堆芯。
为了适当流动，粒子可在彼此与核反应堆结构之间保持相对较低的静摩擦系数。它们也可保持相对较硬和不可变形。但是，当暴露于高应力时，粒子可适当变形以使它们在发生位移冲击时为核反应堆燃料提供缓冲。如下文论述，这在一些情况下可通过粒子的部分变形和/或通过粒子整体的非牛顿行为促进。
可以设计粒子以在集合在一起时，它们的密度约为核反应堆的一次冷却剂如水的密度。这确保粒子的使用不使正常结构组件和核反应堆的容器受到过度应力。
此外，可以设计粒子以使它们的最大堆积密度为大约70％。这在填充在核反应堆堆芯中时在粒子之间提供空隙，以允许从事故进程中回收的一次冷却剂如水再引入反应堆堆芯。
冷却剂丧失和热阱丧失事件时常与地震相关或相伴，或其它系统振动问题要求核反应堆燃料的额外支撑。核反应堆燃料在过热时，如在冷却剂丧失事故(LOCA)的过程中也更容易损坏和变形。粒子注入反应堆堆芯提供反应堆燃料的显著改进的结构支撑并防止或减轻放射性核素的迁移。
由于涉及冷却剂丧失或热阱丧失事件的反应堆事故的时机很难通过常规手段预测，可在现场或相对附近提供合适的粒子库存以供核反应堆操作人员在需要时迅速使用。
粒子可储存在核反应堆的安全壳内，其位置使得粒子可响应操作人员、控制计算机系统和仪器的命令或响应物理条件，如经过受系统压力或重力驱动的爆破片(burstdisk)或止回阀注入反应堆堆芯。或者，粒子可借助机器人或无人机系统从存储库存传送到反应堆容器。在已发生严重反应堆损坏的情况下，如在福岛或切尔诺贝利类型的事故的后期(例如其中反应堆室已破坏或被故意破坏以允许粒子注入堆芯)，机器人或无人机的使用特别有用。
理想地，应在核燃料损坏开始前在仍可通往燃料和冷却剂通道时将粒子注入反应堆堆芯。这是操作人员或反应堆控制系统已用尽大多数其它专设安全设施选项(包括安全注入)和通过使用正常冷却剂的正常或备用手段恢复反应堆堆芯冷却的尝试时的时间标度。
尽管粒子的使用可能使核反应堆在事故后一段时间不可运行，但粒子的使用并非总是造成反应堆系统的永久损坏，因此该系统并非总是被宣布全损，取决于实施方案和除去粒子所需的技术。可以使用常规液压或气体真空系统通过液压或机器人手段除去粒子。由于粒子允许同时存在正常冷却剂液体(例如水)，可在加入冷却剂的同时除去粒子，因此在恢复阶段始终保持对燃料吸热。
根据实施，存在相关装置、制造、组合物、和它们的使用方法和制造方法，以及由此制成的产品和它们的必要中间体
工业适用性
根据实施，工业适用性示例性地涉及核科学、核工程学、材料科学和机械工程学。这些可能涉及核材料用于能量发生，如核燃料、核反应堆堆芯、核反应堆系统，以及与其协作运营的工业。
援引加入
本说明书中提到的所有出版物、专利和专利申请经此引用并入本文就像各个出版物、专利或专利申请明确地逐一被指明经此引用并入本文。
附图
图1是作为现有技术的用于发电的典型核反应堆系统的示意图。
图2是作为现有技术的核反应堆燃料堆芯和压力容器组装件的示意图。
图3是包含核的粒子一种可能的配置的示意图。
图4是包含泡沫的粒子的另一可能的配置的图示。
图5是包含聚集体的粒子的另一可能的配置的图示。
图6是密堆积(close pack)取向的图示。
图7是含有储存在反应堆外壳中的粒子和反应堆堆芯的核反应堆系统的图示。
图8是含有迁移到反应堆堆芯中并包围核燃料材料的粒子的核反应堆系统的图示。
图9是含有要迁移到反应堆堆芯中并包围核燃料材料的粒子的机器人车辆和处理运输系统的图示。
图10是含有要迁移到反应堆堆芯中并包围核燃料材料的粒子的机器人空中无人机/直升飞机处理运输系统的图示。
图11是用于释放或注入组合物的逻辑学的图示。
图12是控制系统的图示。
模式
如上文提到，在事故前或在事故后的情形中使用一种组合物作为核反应堆堆芯环境的添加剂。将该添加剂置于核燃料材料与反应堆容器之间的空间中。该添加剂例如可包含具有复合材料的粒子(并且在另一些实施方案中基本由其构成)，所述复合材料包括中子吸收剂，所述吸收剂具有大于或等于包含至少19.7％硼-10同位素的硼的中子吸收截面，和具有在海平面处在100℃的水的热导率的至少10％的热导率的热导体，它们组合以使粒子具有至少0.9982g/mL和最多2.0g/ml的密度。尽管中子吸收截面可由包含至少19.7％硼-10同位素的硼提供，但情况不一定总是如此，因为中子吸收截面可由具有大于0.300靶恩的热中子俘获截面的任何材料提供。这些材料的实例列在下表1中：
表1
元素名 同位素
硼 B-10
氢 H-1
氖 Ne-21
钠 Na-23
硫 S-32
氯 Cl-35；Cl-36；Cl-37
氩 Ar-36；Ar-39；Ar-40；Ar-41
钾 K-39；K-40；K-41
钙 Ca-40；Ca-41；Ca-42；Ca-43；Ca-44；Ca-45；Ca-46；Ca-48
钪 Sc-45；SC-46
具有在海平面处在100℃的水的热导率的至少10％的热导率的热导体包括：
表2
Figure BDA0002293411450000071
Figure BDA0002293411450000091
Figure BDA0002293411450000101
尽管可以使用上述材料的任何组合制造具有大于或等于包含至少19.7％硼-10同位素的硼的中子吸收截面的中子吸收剂和具有在海平面处在100℃的水的热导率的至少10％的热导率的热导体的粒子，但是要指出，上述一些是特别危险的材料，这妨碍它们的优选使用。另一限制在于该粒子具有至少0.9982g/mL和最多2.0g/ml的密度。一些实施方案具有复合材料粒子并且一种，但不是唯一的，布置显示在图3中。
图3提供外层1、中间层2和核3的指示。例如，粒子可包括金属作为外层1、玻璃中间层2和惰性气体作为核。下面论述这种和其它配置。
实施例1-玻璃
可存在一种或多种玻璃、一种或多种金属和/或一种或多种惰性气体。玻璃可以是硼硅玻璃-主要的形成玻璃的成分是二氧化硅和氧化硼的玻璃类型。硼硅玻璃具有极低的热膨胀系数(在20℃下～3×10-6/℃)，以使它们比其它常见玻璃更耐热冲击。玻璃，如硼硅玻璃，在商业上被称为PyrexTM玻璃，且硼硅玻璃以如SimaxTM、SupraxTM、KimaxTM、PyrexTM、EnduralTM、SchottTM或RefmexTM之类的商品名出售。这样的玻璃已具有一定量的硼作为其化学组成的一部分，以使它们尤其适合本文中的一些实施方案。更通常，可以调节玻璃配方以使上述范围的相互作用组合以确定在相关的特定实施方案中需要的玻璃配方和配置。一些实施方案可使用从旧电视机和监视器回收的玻璃(CRT玻璃)作为玻璃配方，因为这种玻璃中的添加剂使人最小化辐射暴露于来自阴极射线组件的x射线。这种玻璃在一些实施方案中适合在熔融和如下文论述重新成型(reform)后用作本文中的玻璃组分。
示例性地参照图3，粒子可包括填料，其包括或主要包括惰性气体3，如氦气，例如在核3中。核3可被定义为例如在富含硼-10同位素的硼硅玻璃3中的至少一个气泡，其又在金属涂层1内。如下文论述，该添加剂复合珠的内部气体可以是位于玻璃基质中心的单气泡，或在大量较小气泡中分散遍布于玻璃基质的气体，其总计包含与单气泡配置相同的体积。
实施例2-气泡
再一次，示例性地，该复合材料的玻璃可以是成型为珠粒并分层(layered)的硼硅玻璃。在一些实施方案中，该珠粒可具有至少一个填充或主要填充至少一种惰性气体如氦气的气泡。该珠粒可具有金属层，如金属外层，例如被通常通过气相沉积或其它商业化涂布方法制成的金属层涂布。该金属可以是上列金属之一，如铬和/或钼。硼硅玻璃可位于所述至少一个气泡与外层之间。尽管复合材料可具有如特定用途所需的具有中子吸收剂和热导体的实施方案的特定要求所需的任何配置，示例性地为了教导，考虑下列子实施例。
实施例2A-至少一个气泡
玻璃中的气泡可以许多方式制造，其中一种方式包括基本吹制熔融玻璃气泡，密封气泡，然后冷却气泡。可以用或主要用惰性气体如氦气吹制气泡，(例如经由模头中的孔口)从管的进料端经过圆柱体的中心泵入惰性气体。在排出圆柱体时，惰性气体由此在熔融圆柱体中，以形成含有惰性气体的管状结构。截断(sheering)管状结构的末端、排出更多其中具有惰性气体的熔融玻璃管状结构和然后截断另一末端将含有或主要含有惰性气体的内部气泡密封在管壁与截断末端之间，由此形成气泡。可以部分通过沿斜坡重力翻滚气泡以有助于在气泡固化成含有或主要含有惰性气体的玻璃气泡时圆润气泡边缘来进行气泡的冷却。可如通常用于冷却玻璃的那样进行额外冷却。对于含有多于一个这样的气泡的气泡，可以使用多个孔口以在排出熔融玻璃时将惰性气体注入熔融玻璃中。
或者，可以从模头将熔融玻璃管排出到惰性气体环境中。如上所述，在惰性气体环境内截断管末端、截断末端将含有或主要含有惰性气体的内部气泡密封在管壁与截断末端之间，由此形成气泡。仍可部分通过沿斜坡重力翻滚气泡以有助于在气泡固化成含有或主要含有惰性气体的玻璃气泡时圆润气泡边缘来进行气泡的冷却；可如通常用于冷却玻璃的那样进行额外冷却，以产生含有至少一个玻璃气泡的玻璃珠粒。
总之，示例性地，可使用许多方法制造复合粒子(珠粒)，包括在硼硅玻璃(如下所述的陶瓷和/或聚集体)的层内形成至少一个气泡。要指出，图3不是唯一可能的配置，因为玻璃珠粒可被如上文所列的合适中子吸收剂掺杂和/或涂布，并且确实一些配置不需要具有核，例如当如下所述由惰性气体的泡沫形成珠粒时。
实施例2B-泡沫
如图4中所示，可将相关惰性气体注入一批熔融玻璃，如上文提到的硼硅玻璃以制造泡沫。从模头排出泡沫以制造圆柱形排出物，将其截断以制造含有泡沫的玻璃珠粒，该泡沫又含有或主要含有惰性气体。如上所述使珠粒变圆、冷却并涂布和/或掺杂。
实施例3-聚集体
如图5中所示，可以例如使用全文经此引用并入本文的美国专利No.5,628,945中公开的技术作为聚集珠粒形成粒子。该方法包括混合第一粉末10的粒子和可触发颗粒促进剂11以形成第一微囊12，各自具有包含一个或多个粒子10的核和促进剂11的涂层；触发促进剂11以形成微囊12形式的颗粒13(一个显示在图5中)。混合第二粉末10A的粒子与促进剂11(或另一促进剂)以形成第二微囊16，各自具有由至少一个第二粉末10A的粒子构成的核15和促进剂11(或另一促进剂)的涂层；和在触发步骤前混合第一和第二微囊12和16，或再触发促进剂11，以形成微囊12和16的组合18。如图4中所示，根据相关实施方案，可存在另一促进剂19，其可含有或不含其它粒子10B。充分加热组合18以除去至少一部分促进剂11和形成聚集体。促进剂11可以，但不必始终是一种或多种金属有机皂；类似地，第一粉末和第二粉末可以是陶瓷、金属、有机物、塑料、聚合物、上述玻璃和/或鼓泡或发泡的玻璃珠粒等的粒子。该方法可视需要包括第三或更多的微囊以产生中子吸收剂和热导体的分布。
实施例3–陶瓷
在另一实施例中，粒子如图3中分层或如图4中发泡，具有至少一个氦气或另一惰性气体或其混合物的气泡以使该气泡至少部分填充惰性气体、如上文论述的外层，例如铬和/或钼。含有中子吸收剂的陶瓷位于所述至少一个气泡和外层之间，并且如上所述，根据相关实施方案，聚集粒子可被掺杂或未掺杂。
例如，在图3中，位于内部气泡与外金属层之间的区域可由陶瓷构成。由于它们的结构韧性、良好导热、可靠的物理性质和含有合适的中子吸收剂如硼的能力，陶瓷材料是合适的。几种不同形式的陶瓷是合适的，其中陶瓷材料从高取向到半结晶、玻璃化或完全无定形(例如玻璃)，并且例如以非晶体和陶瓷为合适。但非晶陶瓷，即玻璃，倾向于由熔体成型。玻璃在完全熔融时通过铸造、落模铸造(drop casting)或在太妃糖样粘度状态时通过如吹塑到模具中的方法成型。如果稍后的热处理使这种玻璃变得部分结晶，所得材料已知为玻璃陶瓷。陶瓷的具体实例包括氧化硼和氮化硼。在这两种情况中，构成硼库存(inventory)的例如19.7％或更多的B-10同位素提供合适的中子吸收剂。
实施例4-塑料或聚合物
在另一实施例中，使用塑料或聚合物如聚醚醚酮或聚醚酰亚胺形成粒子。中子吸收剂可作为聚集体或作为塑料或聚合物的基础化学的同位素并入塑料或聚合物中。塑料或聚合物可用于涂覆内部气泡或泡沫。但是，可以进行没有这样的气泡或泡沫的聚合物配置，例如如果粒子具有足够低的密度并满足所涉实施方案的结构要求。但是，在一些情况下，随后可用如本文所述的硬质和低摩擦涂层，如铬或钼涂布该塑料或聚合物。或者，该塑料或聚合物可具有适合用途的足够硬度、摩擦系数和热导率，以致不需要额外涂层。
实施例5-混合物
在再一实施例中，粒子包括上述材料的混合物。也就是说，为了配置相关实施方案的全部粒子，粒子可以是两种或更多种上文提到的配置的混合物。
其它相关特征
根据相关实施方案，粒子在以如图6中所示的面心立方阵列或六方最密堆积的最大堆积配置堆积时，可具有小于或等于水密度的总密度(gross density)。要指出，在一些情况下，可在反应堆容器的结构要求及其安全限度的界限内使用总密度更大的粒子，但这不是通常的选择。通常，粒子可个体略重于水或其它相关冷却剂。
这一密度允许粒子在水(冷却剂)下倒入含有核材料的反应堆容器中并置换一些水(冷却剂)。当将粒子完全注入反应堆堆芯时，这些珠粒可如图8中所示为密堆积形式以支承燃料或材料。在这种密堆积形式中，粒子可总体比水(冷却剂)轻，以不向容器结构增加大于水(冷却剂)的重量。
通常，该粒子可以是硬质的(例如铬)，提供低摩擦和低变形性，具有在Rockwell C标度上通常大于65的硬度等级。但是，对于某些用途，更软的粒子、涂层或外部，如铅可能合意。但是一般而言，粒子可以，但不必总是，具有足够的结构完整性、尺寸和摩擦以在随机最大密度堆积时，总体抵抗在10g’s至40g’s之间的力的偏向和/或位移，并且确实，如果需要，至少一些粒子可变形地缓冲机械冲击-有时至少一些粒子可充分变形以缓冲超过10g’s，在一些情况下超过100g’s和在另一些情况下最多并包括60,000g’s的机械冲击，取决于冲击负载的持续时间。
通常，粒子包括球形和/或扁球形和/或椭球形并具有0.1mm至20mm的尺寸的粒子。在许多情况下，粒子完全或甚至基本不是金属。
如果需要，粒子可具有0.02至0.75的静摩擦系数，在一些情况下，添加剂粒子表现为非牛顿流体。
可以进行实施方案以将粒子配置为提供以下情况的任何组合：
1.结构支撑；
2.导热性以充分降低燃料棒温度以允许容器和堆芯再淹没和重新打开容器以检查和管理(例如低于150℃和在另一些情况下低于150℃)；
3.提供核裂变停堆限度(shut-down margin)。
可以视需要根据特定实施方案选择结构支撑、导热性、核裂变停堆限度和完整性的选择和量或范围。
另外，如果需要，粒子可配置为长时间耐受高辐射水平(例如100年，更好地1000年，总吸收剂量为大约10Teragray(Tgy))并且
可以视需要根据特定实施方案调节硬度和强度和耐受辐射的持续时间的选择和量或范围。
通常，粒子不应如此重以致反应堆容器超过其机械设计等级。粒子可足够小以流入燃料或核材料周围的空间并为燃料或核材料提供支撑，但不会小到和/或成型到使反应堆堆芯或容器太重或使得取出粒子以检查堆芯内容物变得不切实际。粒子因此应该合理地为圆形-足够圆形以允许流入在堆芯中与燃料或核材料相邻的空间。
示例性地，作为一个教导实例，考虑珠粒为球形或椭球形，具有0.090"(2.286mm)的外径。粒子可富集硼-10同位素以实现良好的热中子吸收和耐热冲击性。这一直径的珠粒各自可配置为一个或多个气泡以使粒子密度为水密度的大约110％-个体仅略重于水，但在密堆积形式中考虑到等效体积，作为整体比水轻。气泡可填充或主要填充一种或多种惰性气体，例如氦气。粒子可具有可能200微米的金属(如铬、钼或其组合)的涂层，这促进导热性而不造成显著的热膨胀。示例性地，珠粒可以，但不是必须，如下。
外径：2.286mm
玻璃气泡：0.04909mm
玻璃厚度：0.89391mm
涂层，即铬厚度：0.2mm。
上述内容仅是示例性的并且可如在一个或另一实施方案中所需调节，以优化中子、热、结构和成本性能。确实，在另一实施方案中，在如下的表3中考虑30微米涂层：
表3
Figure BDA0002293411450000161
Figure BDA0002293411450000171
更通常，该添加剂可包括与热导体组合以使该组合具有水热导率的至少10％的热导率的具有大于包含19.7％硼-10的硼的中子吸收截面的任何非气态中子吸收剂，该组合提供对机械冲击的缓冲。该添加剂可在100℃下机械、化学和原子稳定，例如多于100年。该添加剂可包含玻璃、金属、陶瓷、聚合物或聚集粒子，并且在一些实施方案中，添加剂表现为非牛顿流体，其提供对机械冲击的一定缓冲。在一些而非所有情况下，玻璃是配置为具有含有或主要含有一种或多种惰性气体如氦气的内部气泡的硼硅玻璃。该添加剂可包含玻璃、金属、陶瓷、聚合物或聚集粒子，并且在一些实施方案中，一部分添加剂部分或完全变形，这提供对机械冲击的一定缓冲。在气泡配置中，玻璃珠粒可以，但不是必须具有0.05mm至20.0mm的外径、0.100mm至2.75mm的在气泡与气泡外径之间的壁厚度，和/或为球形并具有0.02至0.75的静摩擦系数。在一些而非所有情况下，玻璃珠粒可具有足够的结构完整性、尺寸和摩擦以在随机最大密度堆积时总体抵抗20gs的力的偏向和/或位移。
在一些实施方案中，玻璃珠粒可各自具有大于或等于水密度的密度，并且如果需要，玻璃珠粒在以面心立方阵列或六方最密堆积的最大堆积配置堆积时，具有小于水密度的密度。如果对该珠粒使用金属涂层，如铬和/或钼，该涂层可补充珠粒的热导率以使热导率为水热导率的至少10％。
示例性地如图8中，本文中公开的添加剂可用作堆芯50添加剂以保护核反应堆堆芯中的核材料，如核燃料和乏核燃料。可响应操作人员系统仪器的命令将添加剂“倒入”反应堆堆芯并填充反应堆容器。
从另一角度，在本文中提供一种组合物-核燃料环境添加剂，其包括粒子，所述粒子包括中子吸收剂，所述吸收剂具有大于或等于例如包含至少19.7％硼-10同位素的硼的中子吸收截面，和具有在海平面处在100℃的水的热导率的至少10％的热导率的热导体，它们组合以使所述粒子具有至少0.9982g/mL和最多2.0g/ml的密度。所述粒子可以是复合材料。
在本文中的任一实施方案中，所述复合材料包括金属、玻璃和至少一种惰性气体。
在本文中的任一实施方案中，所述粒子是分层的，具有至少一个氦气气泡、铬和/或钼的外层和在所述至少一个气泡与外层之间的硼硅玻璃。
在本文中的任一实施方案中，所述粒子是分层的，具有至少一个氦气气泡、铬和/或钼的外层和在所述至少一个气泡与外层之间的含有中子吸收剂的陶瓷。
在本文中的任一实施方案中，所述粒子包括聚集体，具有至少一个氦气气泡、铬和/或钼的外层和在所述至少一个气泡与外层之间的硼硅玻璃和/或含有中子吸收剂的陶瓷。
在本文中的任一实施方案中，所述粒子在以面心立方阵列或六方最密堆积的最大堆积配置堆积时具有小于或等于水密度的总密度。
在本文中的任一实施方案中，所述粒子包括具有0.02至0.75的静摩擦系数的粒子。
在本文中的任一实施方案中，所述添加剂表现为非牛顿流体。
在本文中的任一实施方案中，所述粒子具有足够的结构完整性、尺寸和摩擦以在随机最大密度堆积时总体抵抗10g’s至40g’s的力的偏向和/或位移。
在本文中的任一实施方案中，至少一些粒子可变形地提供对机械冲击的缓冲。
在本文中的任一实施方案中，至少一些粒子提供对超过10g’s的机械冲击的可变形缓冲。
在本文中的任一实施方案中，所述粒子包括球形和/或扁球形和/或椭球形并具有0.1mm至20mm的尺寸的粒子。
在本文中的任一实施方案中，所述中子吸收截面由包含至少19.7％硼-10同位素的硼提供。
在本文中的任一实施方案中，所述粒子由至少一种废物料流或再循环产物制成。
在本文中的任一实施方案中，所述粒子包括至少主要填充氦气的气泡，
在本文中的任一实施方案中，至少一些粒子具有0.10mm至15mm的在至少一个气泡与粒子外径之间的壁厚度。
在本文中的任一实施方案中，所述粒子包括多于一个气泡，至少一个所述气泡主要填充氦气。
在本文中的任一实施方案中，所述粒子包括气泡的泡沫，至少一些气泡主要填充氦气。
在本文中的任一实施方案中，所述粒子包含硼硅玻璃。
在本文中的任一实施方案中，所述热导体包含在粒子上的金属涂层。
在本文中的任一实施方案中，所述金属涂层包含铬和/或钼。
参考上述实施方案，可存在适合容纳组合物的储器和适合从储器接收组合物并将组合物传送到正常热阱丧失事件和/或正常冷却剂丧失事件的位置并分散组合物以缓解正常热阱丧失事件和/或正常冷却剂丧失事件的传送机构。
另外，在本文中提供一种使用核环境添加剂的方法，所述方法包括合并在任一上述组合物实施方案中指定的中子吸收剂和热导体。
再另外，在本文中提供一种制造核环境添加剂的方法，所述方法包括合并在任一上述组合物实施方案中指定的中子吸收剂和热导体。
此外，在本文中提供通过任一上述制造方法制成的产物。
在本文中还提供含有所述产物或组合物的桶或容器。
再另外，在本文中提供包含含有任一上述组合物实施方案的桶或容器的制品或装置。
在任一上述实施方案中，可通过如图7中所示的现有设备将该添加剂置于反应堆堆芯中。由于涉及冷却剂丧失或热阱丧失事件的反应堆事故的时机很少被预测，可在现场或相对附近提供合适的粒子库存以供核反应堆操作人员在需要时迅速使用。对于动力反应堆系统，该库存为大约1400立方英尺材料。
粒子可储存在核反应堆的安全壳内，其位置使得粒子可响应操作人员、控制计算机、系统和仪器的的命令或响应物理条件，如经过受系统压力驱动的爆破片或止回阀注入反应堆堆芯。
或者，在反应堆严重受损并且现有机构不再发挥作用的情况下，粒子可借助机器人或无人机系统从存储库存传送到反应堆容器-图9和10。在这些情况下，可以使用机器人传送(图8)或机器人飞机(图9)。也参见美国专利No.6,588,701和美国专利No.8,381,826，两者都经此引用并入本文。在此，粒子可源自不在核反应堆安全壳内的位置并传送到受损堆芯区。这些情况以在切尔诺贝利和福岛的事故为例。
要指出，本文中的一些实施方案涉及基本如所述构成的组合物，无意被如所述的实施方案混淆。替换或改变珠粒组分或改变化学或结构会改变其性能并在一些情况下会否定其能力和/或功能。
例如，中子吸收剂的替换或改变会限制该组合物的猝灭裂变反应和进一步产生发热放射性核素的能力。B-10量的减少会降低珠粒效力。
也例如，该组合物(例如珠粒)结构被设计为具有足以将核材料与周围结构和最终热阱联接的热导率。降低热导率的组合物变化会降低该组合物除去核材料的能量和因此其温度的效力。
另外例如，设计该组合物，例如珠粒以具有接近反应堆冷却剂的密度。如果改变珠粒的组成以使珠粒密度提高到所述界限以上，珠粒的使用可能静态或动态地使系统结构受到过度应力。降低珠粒密度到低于所述界限会使珠粒在释放到系统中时浮起而未迁移到核材料结构的各处。这会阻碍珠粒生效。
通常，考虑用于释放或注入组合物/添加剂/珠粒/反应堆冷却剂添加剂，例如珠粒的逻辑学。可以使用控制系统调配该组合物。控制系统可设置为终止严重或大的异常事件，如在动力反应系统(power reactive system)中的冷却剂丧失事故，其中这样的事件会造成燃料损坏或更糟。在这一教导实例中，考虑适合防止燃料损坏的控制系统，以例如防止事件超过泡核沸腾(DNB/DNBR)条件或以其它方式减轻放射性核素和裂变产物释放到环境中的可能性。已由于反应堆瞬态(transient)事件或事故而受损或受到应力的反应堆组件和系统可以修复或更换，只要不发生燃料损坏或严重燃料损坏。一旦发生燃料损坏，与修复相关的复杂性和成本加重几千倍。实例是三哩岛、切尔诺贝利和福岛。因此在本文中的许多实施方案中，在反应堆瞬态或事故的过程中必须采取措施迅速终止该瞬态并防止燃料损坏。
但是，如果没有实质性的维护操作以除去珠粒，将反应堆事故缓解珠粒释放或注射到反应堆系统中会严重阻碍将来的反应堆运行。此外，珠粒的性质使得它们可能在使用过程中损坏泵、阀和其它设备。因此，本文中的方法包括在恢复运行前整修。
在任何情况下，应该审慎地，并且在一些而非所有实施方案中，仅在燃料损坏迫在眉睫或已发生时(在另一些情况下，甚至在已发生损坏或更糟糕的情况后)才进行将珠粒注射或释放到反应堆堆芯中。
在一些实施方案中，在所有或大多数其它专设安全设施功能已经用尽时，优选在已发生燃料损坏之前将珠粒注射或释放到反应堆堆芯中。
反应堆事故缓解珠粒可以，但不必始终具有三种特征的任一种：
1.珠粒确保对燃料的适当热阱，例如通过建立直接传导和辐射传热介质。以这种方式，可从燃料中导出在燃料中生成的能量并因此将燃料结构的温度限制在设计值内。此外，一旦就位，其中珠粒具有大致圆形，珠粒之间的空间提供流体通路以可将反应堆冷却剂再注入反应堆堆芯并再淹没燃料。一旦注入或释放，珠粒在与水之类的冷却剂相当的温度下不发生相变化或以其它方式从反应堆堆芯漏出。在事故后状况中持续的反应堆冷却剂丧失本身会导致燃料损坏(例如三哩岛、福岛)。
2.珠粒由足够有力的中子吸收剂构成以使它们有效猝灭通过裂变和中子俘获反应的能量产生。尽管反应堆的现有反应性控制系统几乎始终实现亚临界配置，但它们只能提供k-eff可能接近1.0的有限停堆限度。接近1.0的k-eff’s允许生成大量的第二代中子，以造成额外的裂变和中子俘获放射事件。这些次级事件持续将能量注入燃料，以使事故后的热阱管理和保持可接受的燃料温度变复杂。可以配置珠粒以使珠粒注射或释放到反应堆堆芯中会降低k-eff，例如低于0.4，并大幅降低次级中子数。
3.珠粒的注入/释放通过在反应堆容器与燃料元件或燃料棒之间建立机械连接来为燃料结构提供坚固机械支撑。核燃料通常相当脆和易碎，具有非常有限的结构材料，这是其设计固有的。这是反应堆设计以使结构材料在运行过程中不干扰中子场的自然后果。但是，在反应堆瞬态或事故过程中燃料经常受到可能超过其设计极限的机械力，因此导致燃料损坏。一旦注入或释放，珠粒具有提供额外机械支撑以有助于维持燃料的机械完整性的能力。
可以做出将珠粒注射/释放到反应堆堆芯中的决定以实现在时机和保证(commitment)方面的所需精确度。注射/释放珠粒会造成使该装置恢复工作的大延迟和成本。尽管这种影响远不足以造成燃料损坏，但该影响比在较小瞬态结束后专设安全设施的典型重置更显著。因此，这可能导致依赖反应堆的商业运行谋生的操作人员极难做出决定。此外，注射/释放珠粒的决定可能要求在极短时间复杂分析大量系统参数。一种解决方案是建立不要求操作人员输入并且一旦配备该系统则不会被操作人员过早终止、隔离或以其它方式阻断的决策系统。这确保在已用尽所有其它专设安全设施系统选项后的最后可能的时刻注射/释放珠粒，其被协调为在某些实施方案中在已发生燃料损坏前激活。
这样的珠粒注射/释放决策系统(BIDS)可以，但不必总是，执行某些计算，通常同时、连续和实时执行。例如，BIDS可不断计算燃料或反应堆堆芯多么接近偏离泡核沸腾(DNB)。这一量度是偏离泡核沸腾比(nucleate boiling ratio，DNBR)。这是造成偏离泡核沸腾所需的热通量与燃料棒的实际局部热通量的比率。通常，这对反应堆冷却剂而言是一种温度/压力/流速关系。也需要反应堆动力和燃料棒生热。
但是，在核反应堆运行过程中，特别在事故状况的过程中，局部流体和燃料温度条件也经常不为人知。因此，在一些实施方案中，可以非确定性地，例如通过人工智能(AI)途径增强BIDS DNB确定性计算或逻辑。
这样的珠粒注射/释放决策系统(BIDS)可以，但不必总是，计算，例如不断计算在未来一段时间，例如接下来的12小时内的燃料损坏概率(PFD12)。例如，设计PFD12计算器以通过计算热力学和结构动力条件和它们与燃料设计极限的接近度来测定经过接下来的12小时积分的燃料损坏概率(0至1)。此外，例如以保守方式调节和施加这种条件的误差和不确定性。如同BIDS计算，可能没有精确知悉系统参数。因此，在一些实施方案中，在PFD12值测定中可以非确定性地增强条件确定性逻辑。
在一些而非所有情况下，BIDS使用这两个量度(具有DNB和PFD12值的确定的设定点)确定是否将珠粒注入反应堆堆芯。一旦已达到这些设定点(这两个设定点都必须满足，例如通过–2/2拍卖(auctioneering)，BIDS执行不可撤销的命令以将珠粒注射/释放到反应堆堆芯中。认识到BIDS计算的重要性和后果，推荐进行BIDS计算的多个独立序列(multipleindependent trains)及随后的拍卖。(3个实施例中的实施例2)。为了测定珠粒注射/释放信号。
关于进一步的信息，可以查阅：
泡核沸腾-en.wikipedia.org/wiki/Nucleate_boiling；
偏离泡核沸腾(DNB)-
nrc.gov/reading-rm/basic-ref/glossary/departure-from-nucleate-boiling-dnb.html；和
偏离泡核沸腾比(DNBR)-nrc.gov/reading-rm/basic-ref/glossary/departure-from-nucleate-boiling-ratio-dnbr.html。
图11图解测定将珠粒注入反应堆系统的时刻所需的BIDS逻辑图和计算序列。可在图12中描述的硬件架构上运行这一逻辑。
为了计算偏离泡核沸腾(DNB)和偏离泡核沸腾比(DNBR)(项目105)，该系统首先测量冷却剂温度(100)、冷却剂压力(101)、冷却剂流量(102)和反应堆功率或中子通量(103)。将这一信息输入DNB模型包(105)，其使用在系统设计中生成的DNB曲线(104)。DNB/DNBR模型(105)也使用燃料棒发热模型(106)以包括额外的热源，包括裂变和放射性核素衰变。
将DNB/DNBR模型(105)的结果输入DNB/DNBR衍生模型(107)以测定DNB和DNBR条件的变化率。
将107的结果添加到106以确定性计算未来多久会发生DNB(108)。
在109中计算反应堆系统安全设施和反应堆冷却剂系统的状态并制表。这可包括如罐内液位、泵状态、动力系统状态和冷却剂库存之类的信息。
将108和109的结果输入非确定性模型(111)以估算要实现偏离泡核沸腾的时间。这一模型使用非确定性方法将输入数据积分并进行超出确定性模型的计算并能够模拟人类工程师的决策。
然后通过113核实111的结果以确定在未来的预定时间(例如12小时)内是否会发生DNB。如果为真，该模块产生“是”建议(YES vote)。
热阱和安全设施储备的时间表(schedule)(110)为该系统提供可供安全设施逻辑使用的热阱资源的基础知识，和关于通常何时执行这些资源的信息。
将模块106、107、109和110的结果输入非确定性热阱储备模块112，其测定在未来的预定时间(例如12小时)内的热阱储备量。这一模块产生随时间变化的热阱储备的时间表。
模块112为评估在由模块112产生的时刻表中是否存在热阱丧失状况的模块114提供输入。如果为真，该模块产生“是”建议。
将模块113和114的正结果(“是”)在模块115中拍卖(auctioneered)以测定是否存在时间重合条件，其中113和114都产生“是”建议。如果为真，拍卖模块115会产生注射珠粒的信息，其通过116的系统执行模块处理。模块116被设计为控制执行珠粒注射所需的系统组件。
图12图解可用于执行如图11中详述的软件和逻辑结构的硬件架构。或者如果优选，该逻辑可以硬连接(hard wired)或部分硬连接。众所周知，计算机编程产生基本为专用计算机的电路学，并可在硬件中容易地执行软件。
在任何情况下，反应堆系统(典型)显示在项目120中。这包括反应堆系统、外壳、反应性控制(例如控制杆)和所有系统安全设施资源。通常通过安全设施控制系统122操纵反应堆安全设施和应急功能。
反应堆系统120配备各种传感器和检测器以监测整个反应堆系统，包括温度、流量、压力和反应堆功率的多个序列(trains)。这些传感器通常终止于仪器柜121。该柜将传感器信号转化成可用于进一步处理的数据。
在项目123的计算机上执行珠粒注射决定系统(BIDS)架构(图11)。BIDS计算机从反应堆安全/专设安全设施系统(122)和反应堆系统仪器(121)获取输入。BIDS不断实时处理信息，周期时间通常小于1分钟。
BIDS(123)的输出直接驱动珠粒控制阀(124)，其响应拍卖命令将珠粒从它们的储存单元(125)释放到反应堆系统(120)中。
重要的是认识到，已作为全面教导而非作为窄指示或声明做出本公开。在本说明书通篇提到“一个实施方案”、“一实施方案”或“一个具体实施方案”是指联系该实施方案描述的特定要素、结构或特征包括在至少一个实施方案中而不一定在所有实施方案中。因此，短语“在一个实施方案中”、“在一实施方案中”或“在一个具体实施方案中”在本说明书通篇各处的出现不一定是指同一实施方案。此外，任一具体实施方案的特定要素、结构或特征可以以任何合适的方式与一个或多个其它实施方案组合。要理解的是，本文中描述和例示的实施方案的其它变动和修改根据本文中的教导是有可能的并且应被视为本主题的精神和范围的一部分。
还要认识到，附图中描绘的一个或多个元素也可以更独立或集成的方式实施，或甚至在某些情况下移除或不可执行，视乎根据特定用途有益。另外，除非另行指明，附图中的任何信号箭头仅被视为示例性而非限制性的。此外，除非另行指明，本文所用的术语“或”通常意在表示“和/或”。如果预见到术语使得分离或组合的能力不明，也被认为指明组件或步骤的组合。
除非上下文清楚地另行规定，本说明书和下列权利要求书通篇使用的“一”和“该”包括复数对象。除非上下文清楚地另行规定，本说明书和下列权利要求书通篇使用的“在……中”的含义也包括“在……中”和“在……上”。
所示实施方案的上述描述，包括在摘要和公开和工业适用性中描述的那些，无意穷举或将主题限于本文中公开的确切形式。尽管在本文中仅为举例说明描述了主题的具体实施方案和实施例，但如相关领域的技术人员会认识到，在本主题的精神和范围内有可能做出各种等效修改。如所示，可根据所示实施方案的上述说明书做出这些修改并且应该包括在本文中公开的主题的真实精神和范围内。

Claims (136)

1.一种使用组合物的方法，所述方法包括：
安置组合物以，响应正常热阱丧失事件和/或正常冷却剂丧失事件，在缓解正常热阱丧失事件和/或正常冷却剂丧失事件的位置，和以足以缓解正常热阱丧失事件和/或正常冷却剂丧失事件的量，释放组合物，所述组合物基本由中子吸收剂和热导体构成，所述吸收剂具有大于或等于包含至少19.7％硼-10同位素的硼的中子吸收截面，所述热导体具有在海平面处在100℃的水的热导率的至少10％的热导率，它们组合以使所述粒子具有至少0.9982g/mL和最多2.0g/ml的密度。
2.权利要求1的方法，其中所述组合物包括金属、玻璃和惰性气体。
3.权利要求2的方法，其中所述粒子是分层的，具有至少一个氦气气泡、铬和/或钼的外层和在所述至少一个气泡与外层之间的硼硅玻璃。
4.权利要求2的方法，其中所述粒子是分层的，具有至少一个氦气气泡、铬和/或钼的外层和在所述至少一个气泡与外层之间的含有中子吸收剂的陶瓷。
5.权利要求2的方法，其中所述粒子包括聚集体，具有至少一个氦气气泡、铬和/或钼的外层和在所述至少一个气泡与外层之间的硼硅玻璃和/或含有中子吸收剂的陶瓷。
6.权利要求1-5任一项的方法，其中所述粒子在以面心立方阵列或六方最密堆积的最大堆积配置堆积时具有小于或等于水密度的总密度。
7.权利要求6的方法，其中所述粒子包括具有0.02至0.75的静摩擦系数的粒子。
8.权利要求7的方法，其中所述方法表现为非牛顿流体。
9.权利要求8的方法，其中所述粒子具有足够的结构完整性、尺寸和摩擦以在随机最大密度堆积时总体抵抗10g’s至60g’s的力的偏向和/或位移。
10.权利要求9的方法，其中至少一些粒子可变形地提供对机械冲击的缓冲。
11.权利要求10的方法，其中至少一些粒子提供对超过10g’s的机械冲击的可变形缓冲。
12.权利要求11的方法，其中所述粒子包括球形和/或扁球形和/或椭球形并具有0.1mm至20mm的尺寸的粒子。
13.权利要求1-12任一项的方法，其中所述中子吸收截面由包含至少19.7％硼-10同位素的硼提供。
14.权利要求1的方法，其中所述安置包括安置在不在核反应堆内的位置以响应正常热阱丧失事件和/或正常冷却剂丧失事件进行释放。
15.权利要求1-13任一项的方法，其中所述安置包括将所述组合物安置到在核反应堆的安全壳内的储器中，阻止储器进行所述释放直到在核反应堆内的正常热阱丧失事件和/或正常冷却剂丧失事件后。
16.权利要求15的方法，其中所述组合物的量足以使得向核反应堆的堆芯中进行的所述释放覆盖至少一个反应堆堆芯燃料组件或核燃料材料并提供足够的中子吸收、热质量、导热性和结构支撑以致：
限制核燃料的最大温度；
抑制或减轻核燃料的氧化；
充分机械支撑核燃料以稳定核燃料；
防止对反应堆堆芯和/或核燃料材料的任何损伤或减轻损伤；和
防止或减轻在安全壳外的放射性核素释放。
17.权利要求15的方法，其中所述组合物的量足以使得向核反应堆的堆芯中进行的所述释放充分降低热能以防止或减轻核燃料材料上的包壳的降解。
18.权利要求15的方法，其中储器中的所述组合物的量足以防止从核反应堆安全壳释放放射性核素。
19.权利要求15的方法，其中通过在储器中的所述组合物与核反应堆的堆芯之间的阀或控制装置阻止储器进行所述释放。
20.权利要求1-13任一项的方法，其中所述安置包括将所述组合物安置到位于车辆、无人机或机器人上的储器中，所述储器适合进行所述组合物的所述释放。
21.权利要求20的方法，其中将所述车辆、无人机或机器人安置在核反应堆的安全壳内。
22.一种使用组合物的方法，所述方法包括：
安置组合物以，响应正常热阱丧失事件和/或正常冷却剂丧失事件，在缓解正常热阱丧失事件和/或正常冷却剂丧失事件的位置，和以足以缓解正常热阱丧失事件和/或正常冷却剂丧失事件的量，释放组合物，所述组合物基本由中子吸收剂和热导体构成，所述吸收剂具有大于或等于包含至少19.7％硼-10同位素的硼的中子吸收截面，所述热导体具有在海平面处在100℃的水的热导率的至少10％的热导率，它们组合以使所述粒子具有至少0.9982g/mL和最多2.0g/ml的密度，其中所述组合物的量足以使其释放到核反应堆中使核反应堆堆芯不可能熔毁。
23.一种核反应堆，其包含：
安全壳，
在安全壳内的核反应堆堆芯，其中：
所述核反应堆适合响应核反应堆内的正常热阱丧失事件和/或正常冷却剂丧失事件，向堆芯释放基本由中子吸收剂和热导体构成的组合物，所述吸收剂具有大于或等于包含至少19.7％硼-10同位素的硼的中子吸收截面，所述热导体具有在海平面处在100℃的水的热导率的至少10％的热导率，它们组合以使所述粒子具有至少0.9982g/mL和最多2.0g/ml的密度，所述释放是释放足量的所述组合物以缓解正常热阱丧失事件和/或正常冷却剂丧失事件。
24.权利要求23的核反应堆，其中所述组合物包括金属、玻璃和惰性气体。
25.权利要求24的核反应堆，其中所述粒子是分层的，具有至少一个氦气气泡、铬和/或钼的外层和在所述至少一个气泡与外层之间的硼硅玻璃。
26.权利要求24的核反应堆，其中所述粒子是分层的，具有至少一个氦气气泡、铬和/或钼的外层和在所述至少一个气泡与外层之间的含有中子吸收剂的陶瓷。
27.权利要求24的核反应堆，其中所述粒子包括聚集体，具有至少一个氦气气泡、铬和/或钼的外层和在所述至少一个气泡与外层之间的硼硅玻璃和/或含有中子吸收剂的陶瓷。
28.权利要求23-27任一项的核反应堆，其中所述粒子在以面心立方阵列或六方最密堆积的最大堆积配置堆积时具有小于或等于水密度的总密度。
29.权利要求28的核反应堆，其中所述粒子包括具有0.02至0.75的静摩擦系数的粒子。
30.权利要求29的核反应堆，其中所述核反应堆表现为非牛顿流体。
31.权利要求30的核反应堆，其中所述粒子具有足够的结构完整性、尺寸和摩擦以在随机最大密度堆积时总体抵抗10g’s至40g’s的力的偏向和/或位移。
32.权利要求31的核反应堆，其中至少一些粒子可变形地提供对机械冲击的缓冲。
33.权利要求32的核反应堆，其中至少一些粒子提供对超过10g’s的机械冲击的可变形缓冲。
34.权利要求33的核反应堆，其中所述粒子包括球形和/或扁球形和/或椭球形并具有0.1mm至20mm的尺寸的粒子。
35.权利要求23-34任一项的核反应堆，其中所述中子吸收截面由包含至少19.7％硼-10同位素的硼提供。
36.权利要求23-35任一项的核反应堆，其进一步包括：
安置在安全壳中的粒子储器；和
安置在储器中的组合物与核反应堆的堆芯之间的阀或控制装置，以使核反应堆适合通过所述阀或控制装置控制从储器释放所述组合物。
37.权利要求36的核反应堆，其中所述阀或控制装置响应安全壳内的温度。
38.权利要求36的核反应堆，其中所述阀或控制装置响应安全壳内的压力。
39.权利要求36的核反应堆，其中所述阀或控制装置响应安全壳内的辐射。
40.权利要求39的核反应堆，其中所述阀或控制装置响应反应堆内的温度。
41.权利要求39的核反应堆，其中所述阀或控制装置响应反应堆内的压力。
42.权利要求36的核反应堆，其进一步包括毗邻安全壳的控制室，并且其中所述阀或控制装置响应从控制室输出的控制信号。
43.权利要求37的核反应堆，其进一步包括连接到安全壳的控制计算机，并且其中所述阀或控制装置响应从控制计算机输出的控制信号。
44.权利要求38的核反应堆，其进一步包括连接到安全壳的仪器，并且其中所述阀或控制装置响应从仪器输出的控制信号。
45.权利要求39的核反应堆，其进一步包括连接到核反应堆的控制计算机，并且其中所述阀或控制装置响应从控制计算机输出的控制信号。
46.权利要求36的核反应堆，其进一步包括连接到核反应堆的仪器，并且其中所述阀或控制装置响应从仪器输出的控制信号。
47.权利要求36的核反应堆，其进一步包括连接到安全壳的崩解或破裂装置，并且其中所述崩解或破裂装置响应反应堆系统的物理条件。
48.一种制造核反应堆的方法，所述方法包含：
构造核反应堆，其包含在安全壳内的反应堆堆芯，以通过从安全壳内的储器向堆芯释放基本由中子吸收剂和热导体构成的组合物缓解核反应堆内的正常热阱丧失事件和/或正常冷却剂丧失事件，所述吸收剂具有大于或等于包含至少19.7％硼-10同位素的硼的中子吸收截面，所述热导体具有在海平面处在100℃的水的热导率的至少10％的热导率，它们组合以使所述粒子具有至少0.9982g/mL和最多2.0g/ml的密度。
49.权利要求48的方法，其中所述组合物包括金属、玻璃和惰性气体。
50.权利要求49的方法，其中所述粒子是分层的，具有至少一个氦气气泡、铬和/或钼的外层和在所述至少一个气泡与外层之间的硼硅玻璃。
51.权利要求49的方法，其中所述粒子是分层的，具有至少一个氦气气泡、铬和/或钼的外层和在所述至少一个气泡与外层之间的含有中子吸收剂的陶瓷。
52.权利要求49的方法，其中所述粒子包括聚集体，具有至少一个氦气气泡、铬和/或钼的外层和在所述至少一个气泡与外层之间的硼硅玻璃和/或含有中子吸收剂的陶瓷。
53.权利要求48-52任一项的方法，其中所述粒子在以面心立方阵列或六方最密堆积的最大堆积配置堆积时具有小于或等于水密度的总密度。
54.权利要求53的方法，其中所述粒子包括具有0.02至0.75的静摩擦系数的粒子。
55.权利要求54的方法，其中所述方法表现为非牛顿流体。
56.权利要求55的方法，其中所述粒子具有足够的结构完整性、尺寸和摩擦以在随机最大密度堆积时总体抵抗10g’s至40g’s的力的偏向和/或位移。
57.权利要求56的方法，其中至少一些粒子可变形地提供对机械冲击的缓冲。
58.权利要求56的方法，其中至少一些粒子提供对超过10g’s的机械冲击的可变形缓冲。
59.权利要求56的方法，其中所述粒子包括球形和/或扁球形和/或椭球形并具有0.1mm至20mm的尺寸的粒子。
60.权利要求48-59任一项的方法，其中所述中子吸收截面由包含至少19.7％硼-10同位素的硼提供。
61.权利要求48的装置，其中所述构造包括改造核反应堆以控制所述组合物的释放。
62.一种使用核反应堆的方法，所述方法包含：
i.运行核反应堆，其构造成响应正常热阱丧失事件和/或正常冷却剂丧失事件，从安全壳内的储器向核反应堆堆芯释放基本由中子吸收剂和热导体构成的组合物，所述吸收剂具有大于或等于包含至少19.7％硼-10同位素的硼的中子吸收截面，所述热导体具有在海平面处在100℃的水的热导率的至少10％的热导率，它们组合以使所述粒子具有至少0.9982g/mL和最多2.0g/ml的密度，由此缓解正常热阱丧失事件和/或正常冷却剂丧失事件。
63.权利要求62的方法，其中所述组合物包括金属、玻璃和惰性气体。
64.权利要求62的方法，其中所述粒子是分层的，具有至少一个氦气气泡、铬和/或钼的外层和在所述至少一个气泡与外层之间的硼硅玻璃。
65.权利要求62的方法，其中所述粒子是分层的，具有至少一个氦气气泡、铬和/或钼的外层和在所述至少一个气泡与外层之间的含有中子吸收剂的陶瓷。
66.权利要求62的方法，其中所述粒子包括聚集体，具有至少一个氦气气泡、铬和/或钼的外层和在所述至少一个气泡与外层之间的硼硅玻璃和/或含有中子吸收剂的陶瓷。
67.权利要求62-66任一项的方法，其中所述粒子在以面心立方阵列或六方最密堆积的最大堆积配置堆积时具有小于或等于水密度的总密度。
68.权利要求67的方法，其中所述粒子包括具有0.02至0.75的静摩擦系数的粒子。
69.权利要求68的方法，其中所述粒子表现为非牛顿流体。
70.权利要求69的方法，其中所述粒子具有足够的结构完整性、尺寸和摩擦以在随机最大密度堆积时总体抵抗10g’s至60g’s的力的偏向和/或位移。
71.权利要求70的方法，其中至少一些粒子可变形地提供对机械冲击的缓冲。
72.权利要求70的方法，其中至少一些粒子提供对超过10g’s的机械冲击的可变形缓冲。
73.权利要求70的方法，其中所述粒子包括球形和/或扁球形和/或椭球形并具有0.1mm至20mm的尺寸的粒子。
74.权利要求62-73任一项的方法，其中所述中子吸收截面由包含至少19.7％硼-10同位素的硼提供。
75.一种使用核反应堆的方法，所述方法包含：
从在安全壳外的储器向已发生核热阱丧失事件或冷却剂丧失事件的受损核反应堆堆芯中或上释放基本由中子吸收剂和热导体构成的组合物，所述吸收剂具有大于或等于包含至少19.7％硼-10同位素的硼的中子吸收截面，所述热导体具有在海平面处在100℃的水的热导率的至少10％的热导率，它们组合以使所述粒子具有至少0.9982g/mL和最多2.0g/ml的密度，至受损核反应堆堆芯中，由此缓解核热阱丧失事件。
76.权利要求75的方法，其进一步包括：
i.通过陆地交通工具、海上交通工具或空中交通工具从储器输送所述组合物，并且其中所述释放包括将所述组合物注入受损反应堆堆芯中或上。
77.权利要求75的方法，其中所述释放包括泵送、倾泻、通过传送机传送和/或通过使锁住组合物流到受损堆芯中或上而输送。
78.权利要求75的方法，其中所述组合物包括金属、玻璃和惰性气体。
79.权利要求75的方法，其中所述粒子是分层的，具有至少一个氦气气泡、铬和/或钼的外层和在所述至少一个气泡与外层之间的硼硅玻璃。
80.权利要求75的方法，其中所述粒子是分层的，具有至少一个氦气气泡、铬和/或钼的外层和在所述至少一个气泡与外层之间的含有中子吸收剂的陶瓷。
81.权利要求75的方法，其中所述粒子包括聚集体，具有至少一个氦气气泡、铬和/或钼的外层和在所述至少一个气泡与外层之间的硼硅玻璃和/或含有中子吸收剂的陶瓷。
82.权利要求75-81任一项的方法，其中所述粒子在以面心立方阵列或六方最密堆积的最大堆积配置堆积时具有小于或等于水密度的总密度。
83.权利要求82的方法，其中所述粒子包括具有0.02至0.75的静摩擦系数的粒子。
84.权利要求83的方法，其中所述方法表现为非牛顿流体。
85.权利要求84的方法，其中所述粒子具有足够的结构完整性、尺寸和摩擦以在随机最大密度堆积时总体抵抗10g’s至40g’s的力的偏向和/或位移。
86.权利要求85的方法，其中至少一些粒子可变形地提供对机械冲击的缓冲。
87.权利要求85的方法，其中至少一些粒子提供对超过10g’s的机械冲击的可变形缓冲。
88.权利要求85的方法，其中所述粒子包括球形和/或扁球形和/或椭球形并具有0.1mm至20mm的尺寸的粒子。
89.权利要求75-88任一项的方法，其中所述中子吸收截面由包含至少19.7％硼-10同位素的硼提供。
90.一种装置，其包含：
适合容纳基本由中子吸收剂和热导体构成的组合物的储器，所述吸收剂具有大于或等于包含至少19.7％硼-10同位素的硼的中子吸收截面，所述热导体具有在海平面处在100℃的水的热导率的至少10％的热导率，它们组合以使所述粒子具有至少0.9982g/mL和最多2.0g/ml的密度；和
适合从储器接收组合物并将组合物传送到正常热阱丧失事件和/或正常冷却剂丧失事件的位置并分散组合物以缓解正常热阱丧失事件和/或正常冷却剂丧失事件的传送机构。
91.权利要求91的装置，其中所述传送机构包括传送机。
92.权利要求91的装置，其中所述传送机构包括无人陆地交通工具。
93.权利要求91的装置，其中所述传送机构包括无人海上交通工具。
94.权利要求91的装置，其中所述传送机构包括无人空中交通工具。
95.权利要求91-94任一项的装置，其中所述组合物包括金属、玻璃和惰性气体。
96.权利要求91-94任一项的装置，其中所述粒子是分层的，具有至少一个氦气气泡、铬和/或钼的外层和在所述至少一个气泡与外层之间的硼硅玻璃。
97.权利要求91-94任一项的装置，其中所述粒子是分层的，具有至少一个氦气气泡、铬和/或钼的外层和在所述至少一个气泡与外层之间的含有中子吸收剂的陶瓷。
98.权利要求91-94任一项的装置，其中所述粒子包括聚集体，具有至少一个氦气气泡、铬和/或钼的外层和在所述至少一个气泡与外层之间的硼硅玻璃和/或含有中子吸收剂的陶瓷。
99.权利要求91-94任一项的装置，其中所述粒子在以面心立方阵列或六方最密堆积的最大堆积配置堆积时具有小于或等于水密度的总密度。
100.权利要求99的装置，其中所述粒子包括具有0.02至0.75的静摩擦系数的粒子。
101.权利要求100的装置，其中所述装置表现为非牛顿流体。
102.权利要求101的装置，其中所述粒子具有足够的结构完整性、尺寸和摩擦以在随机最大密度堆积时总体抵抗10g’s至40g’s的力的偏向和/或位移。
103.权利要求102的装置，其中至少一些粒子可变形地提供对机械冲击的缓冲。
104.权利要求103的装置，其中至少一些粒子提供对超过10g’s的机械冲击的可变形缓冲。
105.权利要求104的装置，其中所述粒子包括球形和/或扁球形和/或椭球形并具有0.1mm至20mm的尺寸的粒子。
106.权利要求90-105任一项的装置，其中所述中子吸收截面由包含至少19.7％硼-10同位素的硼提供。
107.权利要求1的方法，其进一步包括控制所述组合物的释放以仅在核材料损坏迫在眉睫或已发生时进行释放。
108.权利要求107的方法，其中所述控制包括测定偏离泡核沸腾条件。
109.权利要求108的方法，其中所述控制包括测定偏离泡核沸腾条件的变化率。
110.权利要求108的方法，其中所述控制包括预测何时会发生偏离泡核沸腾条件。
111.权利要求108的方法，其中所述控制包括确定性地测定偏离泡核沸腾条件。
112.权利要求108的方法，其中所述控制包括确定性地测定未来的偏离泡核沸腾时刻。
113.权利要求108的方法，其中所述测定包括估计何时会发生偏离泡核沸腾条件。
114.权利要求108-113任一项的方法，其中所述测定包括非确定性地测定在预定时期内是否会发生偏离泡核沸腾。
115.权利要求108-114的方法，其中所述测定包括非确定性地测定在预定时期内是否会发生热阱丧失。
116.权利要求114-115的方法，其中所述测定包括拍卖以决定触发器进行所述组合物的释放。
117.权利要求114-115的方法，其中在所述条件之前和在预测到足以实现偏离泡核沸腾条件的热阱丧失时进行释放。
118.权利要求114-115的方法，其中仅在存在偏离泡核沸腾或预测到偏离泡核沸腾条件时进行释放。
119.权利要求107-118的方法，其中当存在释放信号时没有对释放的人工推翻。
120.权利要求23的核反应堆，其进一步包括控制所述组合物的释放以仅在核材料损坏迫在眉睫或已发生时进行释放的控制系统。
121.权利要求120的核反应堆，其中所述控制包括测定偏离泡核沸腾条件。
122.权利要求121的核反应堆，其中所述控制包括测定偏离泡核沸腾条件的变化率。
123.权利要求121的核反应堆，其中所述控制包括预测何时会发生偏离泡核沸腾条件。
124.权利要求121的核反应堆，其中所述控制包括确定性地测定偏离泡核沸腾条件。
125.权利要求121的核反应堆，其中所述控制包括确定性地测定未来的偏离泡核沸腾时刻。
126.权利要求121的核反应堆，其中所述测定包括估计何时会发生偏离泡核沸腾条件。
127.权利要求121-126任一项的核反应堆，其中所述测定包括非确定性地测定在预定时期内是否会发生偏离泡核沸腾。
128.权利要求121-126的核反应堆，其中所述测定包括非确定性地测定在预定时期内是否会发生热阱丧失。
129.权利要求121-128的核反应堆，其中所述测定包括拍卖以决定触发器进行所述组合物的释放。
130.权利要求128-129的核反应堆，其中在所述条件之前和在预测到足以实现偏离泡核沸腾条件的热阱丧失时进行释放。
131.权利要求128-129的核反应堆，其中仅在存在偏离泡核沸腾或预测到偏离泡核沸腾条件时进行释放。
132.权利要求120-131的核反应堆，其中当存在释放信号时没有对释放的人工推翻。
133.权利要求22、48、62、75任一项的方法，其进一步包括控制所述组合物的释放以仅在核材料损坏迫在眉睫或已发生时进行释放。
134.权利要求133的方法，其中所述控制包括测定偏离泡核沸腾条件。
135.权利要求89的装置，其进一步包括控制从储器和/或从传送机构释放所述组合物以仅在核材料损坏迫在眉睫或已发生时进行释放。
136.权利要求135的方法，其中所述控制包括测定偏离泡核沸腾条件。
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