CN114051643A - 模块化堆芯熔盐核反应堆 - Google Patents

Abstract

本发明涉及一种核反应堆回路，其能够将含有核燃料的熔盐包含在基本上竖直布置并提供上下通路的通道中。所述回路可以用于由可移除的单独的熔盐核回路来建造模块化反应堆，已将所述回路的一部分(“通道”)放置于临界配置中，其中所述通道包含非临界量的核材料，但是所述通道一起产生反应堆堆芯的临界区。本发明进一步涉及一种操作模块化核反应堆回路和核反应堆的方法。

Description

模块化堆芯熔盐核反应堆

技术领域

本发明涉及一种模块化核反应堆回路，具体地涉及一种模块化熔盐核反应堆回路。本发明还涉及一种模块化核反应堆，具体地涉及一种由核反应堆回路构成的模块化熔盐核反应堆。本发明进一步涉及一种操作模块化核反应堆回路的方法。本发明进一步涉及一种操作模块化核反应堆的方法，并且涉及一种测试/鉴定核反应堆的方法。本发明还涉及一种交换核反应堆回路的一部分的方法。

背景技术

尽管早期核电站存在缺陷，但随着世界对能源的需求不断增加，仍然需要核能。专门旨在供应安全且清洁的大量能源，并且同时对核材料的扩散和核废料的产生采取慎重的方法的新一代(第4代和第5代)核电站正在开发中。

这些核电站中的一代核电站是所谓的熔盐反应堆。

熔盐反应堆(molten salt reactor，MSR)是这样一种类型的核反应堆，在所述核反应堆中，一次冷却剂或甚至燃料本身是熔盐混合物。针对这种类型的反应堆已经提出了许多设计，并且建造了一些原型。早期的概念和许多当前的概念都依赖于溶解在氟化物熔盐中的核燃料。流体将通过流入可以存在例如石墨等减速剂的堆芯而达到临界状态。许多已知的概念依赖于使燃料流过石墨基体中的通道，其中熔盐提供低压、高温冷却。一些新开发的概念排除了使用减速剂来创建快中子能谱系统特性，而采用特定的减速剂来局部生成用于特定目的(例如，燃烧核废料流中的长寿命锕系元素)的专用中子能谱。

尽管熔盐反应堆在过去已经成功设计、建造和运行，但重新开发这种反应堆类型所需的知识和经验仍有限。熔盐反应堆系统在安全性、废料流最少化和资源效率最大化方面的关键优势已经在许多实例中细述，并且在过去5到10年中频率越来越高。毫无疑问，在最少放射性废料负担的情况下，可以考虑特别是以钍为燃料的熔盐反应堆系统的巨大前景，以为数千年提供安全能源。然而，尽管美国在50年代和60年代对于熔盐反应堆的努力已经成功地表明了熔盐反应堆的原理证明，但技术和经济可行性以及较长的上市时间是及时实施并且由此是投资的主要障碍。

熔盐反应堆通常通过以下方法来提供经优化的中子经济性：能够经常清除中子吸收裂变产物和活化产物中的熔盐，由此使中子损失最小化；提供关闭核燃料循环的机会，其中用于裂变的燃料是由从裂变反应生成的过剩中子产生的；能够将诸如²³²Th或²³⁸U等可转换元素转化为诸如²³³U和²³⁹Pu等可裂变元素。

特别是在钍封闭式燃料循环的情况下，结合极高水平的(被动)安全性以及最少化的长寿命废料产生，关闭核燃料循环、创造极高的资源利用效率的前景使得熔盐反应堆作为可靠的未来能源具有很广阔的前途。

在结合MSR系统中的燃料和冷却剂的情况下，这样的技术具有一个关键且主要的复杂之处：所有物理学科和工程学科都汇集在一次系统中，并且相互影响显著。在熔盐一次系统组件中，化学、中子物理学、材料科学、热工水力学、热力学等都汇集在一起。因此，建立熔盐反应堆需要使用多学科分析和设计以及多学科实验验证的多学科方法。

开发和验证用于熔盐部署的多学科设计工具、规范和许可框架需要付出大量努力。考虑到多学科复杂性，如果缺乏充分且经验证的多学科知识和经验基础，即使是简单的堆内实验或小规模示范，也难以从安全性角度进行充分地预测和论证。

发明内容

本发明通过以下内容细述了使基于MSR的发电站上市时间最小化的方法：提出一种涵盖完整的多学科复杂性的有效核鉴定方法，并且提出一种将充分利用核鉴定策略的MSR发电站设计原理。这将在很大程度上消除既昂贵又耗时的复杂的中间步骤。这种有效的核鉴定途径和与鉴定密切匹配的设计的组合可能使基于熔盐的核电站在15年内投入商业使用，这比目前认为的比较现实的20到30年显著更短。这种估计假设了MSR技术的可行性，其可以假设通过美国在50年代和60年代的成功运行得到证明。

先前已经例如在US 2015/0243376、US 2017/0117065、WO 2017/098228、GB2508537、WO 2017/070791中描述了熔盐核反应堆。

在熔盐反应堆中，冷却剂燃料组合物可以被调整，并且因此可以在运行期间进行调节。对于已知MSR的一次系统中的结构材料和组件来说，情况并非如此。冷却剂燃料与一次系统的组件和材料之间的相互作用以及一次材料和组件将暴露于的强辐射场是主要挑战。需要或有必要对能够承受针对核电站通常预计的40-60年寿命的这些恶劣条件的材料进行测试。许多MSR前期概念设计要么忽略这一方面，要么包括某种辐射屏蔽罩缓冲或牺牲材料层，以保护一次材料免受辐射诱导的退化和化学盐相互作用。

US 2 999 057中描述了这些MSR设计中的一种MSR设计。在US 2 999 057中，基于环路的设计用于完整的核反应堆，其中将若干个单独的液体流进给到反应堆芯和从所述反应堆芯中取出，进行循环并且进给回到堆芯或减速剂中。所述设计使得减速剂包含多个通道，在所述多个通道中，液体流被进给到减速剂的底部并在顶部处以单一流的形式流出。整体构建是一种完全固定的设计。

US 2009/0279658还公开了一种双流体反应堆设计中的熔盐反应堆。在此设计中，所述熔盐反应堆基本上是填充有熔盐的容器，其中单独的管以固定的配置存在，还通过所述管来泵送熔盐燃料。管的尺寸和可裂变内含物使得每个管都是次临界的，并且只有当管彼此靠近时才达到临界状态。所述设计为固定设计，由一个大型容器/安全壳组成，其中在堆芯组件没有移除和替换可能性的情况下，使用熔盐循环的管位于固定配置中。容器具有单个熔盐入口和出口。

US 3403076描述了一种固定的熔盐燃料增殖反应堆，其中提供了具有竖直放置的通路的石墨燃料电池单元，可以通过所述石墨燃料电池单元将熔盐燃料泵送、包裹在熔盐的再生区中作为热交换器。此系统具有单个大型反应堆压力容器，并且通过单个入口和出口用熔盐对石墨燃料电池单元进料。

GB 2073938显示了填充有熔盐的单个反应堆容器和安全壳，具有熔盐燃料的管子穿过所述反应堆容器和安全壳。所述安全壳是设置有熔盐的具有单个入口和出口的单个安全壳。

所有这些配置共享的是整体构建是固定的。将输送熔盐燃料的管或燃料电池单元放置在临界配置中并且放置在具有单个熔盐入口和出口的包围性大型反应堆容器/安全壳中，从而使一次熔盐或再生区熔盐在反应堆容器容积或管或燃料电池单元中集中地循环。

通常，采用现有技术中构思的液体燃料冷却剂的反应堆概念使用并教示相对较大且不可分割的熔盐体积，从而填充系统堆芯并支撑管道系统和设备。这为这些类型的系统的可行性带来许多问题。需要大型包围性容器来维护核材料安全壳。这些大型容器制造和操作复杂、价格昂贵、不可(轻易)替换，并且使用后也不可(轻易)丢弃。“纵深防御”概念是核安全理念的基石，并且强调使用多重屏障来避免释放包含的核源项。一个含有所有燃料的容器使一个安全壳中的源项最大化，并形成单一的第一道防释放防线。使用后，大型容器被污染，并且可能已经被中子活化，这本身就是一个主要的废料问题。如果容器和与所述容器连接的组件仍然填充有高活性且有毒的燃料冷却剂废料，则问题会更为明显。由于尺寸和潜在的放射性暴露危险，对此容积的处理、储存和处置有难度。由于容器需要能够打开和进入并且能够使组件输出和引入，所以形成安全壳的大型容器使堆芯组件的替换变得复杂。基于燃料冷却剂的系统中的堆芯组件和材料通常在极端温度和化学(腐蚀)条件下遭受严重的辐射损伤。由于尚未找到或尚未开发出能够长期承受基于燃料冷却剂系统的临界区中的恶劣条件的材料用于延长持续时间，因此堆芯材料和组件的方便替换将显著地加快这些系统的实施。

本发明的发明人现在基本上已经发现了针对熔盐核反应堆回路的经改进的设计。经改进的设计提供了更多的灵活性，所述灵活性在于例如在组装到完整的核反应堆中之前，可以建造和测试单个回路。所述回路被构造成使得在不拆卸整个反应堆或不影响(不拆卸、不移除)反应堆中的其它回路的情况下，可以将所述回路放置于反应堆或减速剂并且从所述反应堆或减速剂中移除。

由发明人做出的基本选择是将熔融燃料冷却剂分到分开的、单独的且独立的模块中，放置在格局中，在所述格局中，可以在由模块的堆芯部件组成的堆芯区中保持稳定的核裂变反应。每个模块都具有独立的功能，并具有自己的泵、热交换器和处理单元。每个模块都是具有自己的(双)安全壳的自容纳系统。仅可以通过二次非核冷却剂系统或其它二次系统连接所述模块。因此，模块不共享熔盐或核材料，每个模块设置有其单独量的熔盐和核材料。每个模块本身都是独立的核反应堆，但只有当两个或更多个模块彼此靠近时，才能达到临界状态。

以这样的方式，即可以容易地移除模块，来将所述模块彼此靠近地放置。每个模块或回路可以从核反应堆中独立地移除。图6和图7给出了示例。模块的(示例性的：圆柱形的)设计使得能够并排放置，而从阵列中移除一个模块可以例如通过升高或降低相应模块来完成。

本发明总体上涉及包括核反应堆回路的核反应堆、核反应堆回路以及用于操作核反应堆和核反应堆回路的方法。

本发明的核反应堆回路不是常规的填充有熔盐的MSR反应堆容器，而是管道、管道束或带通道的块体/圆柱体的配置，通过所述配置，使熔盐在单独的且独立的回路中循环。单独的核反应堆回路和其中的熔盐回路并未彼此接合或者通过再生区熔盐回路彼此连接。

单独的核反应堆回路彼此独立，并且可以独立地运行。

这是与现有技术构建的不同之处，在现有技术构建中，熔盐回路是通过中央一次熔盐循环系统或再生区熔盐循环系统彼此连接的一个系统。现有技术的熔盐构建通常是不可分割的。因此，本发明的核反应堆概念是模块化概念。分开构造的个性化核反应堆回路或模块以及模块化熔盐环路彼此邻近地放置，但不共享管子、熔盐或燃料。每个模块包含其自己的熔盐、燃料和管子。每个模块都是核反应堆的独立的隔室。

例如，在图6中，US 2999057示出了这样一种构建，在所述构建中，导管会聚以靠近从而形成堆芯，并且然后散开。然而，整体构建在没有完全拆卸反应堆的情况下保持固定并且无法从反应堆中移除。

本发明的模块化堆芯方法具有以下益处：

-每个模块至少维护两个安全壳(即，两条防线)，并且可以通过测量在第一安全壳与第二安全壳之间流动的气体中的裂变产物含量以及在第二安全壳的外部的冷却剂中的裂变产物含量来持续监测两个安全壳的完整性。

-对安全壳的监测使得能够使用可断开连接的一次安全壳组件。通常，通过焊接或铜焊、将一次边界变成一个单个的组件以及毫无疑问地保持安全壳封闭来确保一次边界的完整性。通过监测安全壳的完整性，使得组件能够断开连接。

-每个模块包含总燃料冷却剂容积的一部分，即减少了每个安全壳的源项。

-每个模块包含次临界量的燃料冷却剂，这在模块级别下无法引入临界状态。只有将模块放置在具体配置中时，在多个模块的燃料冷却剂结合在一起的情况下，裂变反应才能开始并得以保持。

-当模块发生故障时，可以从临界堆芯区被动地排放所述模块中的燃料冷却剂，并且降低或停止整个堆芯的临界状态，而模块的其余功能不受影响。

-避免大型组件，从而降低成本，便于搬运、运输(在可行的容器尺寸的情况下)和替换。例如，可以提取和替换大型部件或整个模块，从而不仅提供通过替换来延长系统寿命的机会，还能够引入具有经改进的性能的新模块或另一种燃料冷却剂。

-由于燃料冷却剂总库存被细分成模块，在模块级别下处理燃料冷却剂废料容积，即可运输并且可以在分开的位置处进一步处理的可管理的容积。

-在不需要对整个反应堆进行复杂解构的情况下，可以将反应堆中的模块放置在反应堆中并从所述反应堆中取出。可以通过从构成反应堆的模块的阵列中升高或降低模块来实现模块的替换，并且模块的替换仅需断开二次连接(例如仪器、电力、二次热交换器等)的连接。

从中子物理学角度来看，由于所述配置是由模块级别下的实际设计考虑因素(例如，可替换性和在临界堆芯区中每个模块的安全壳的引入)所确定的，因此模块化堆芯方法产生了次优的堆芯配置。因为核安全是燃料冷却剂系统变得切实可行的先决条件，因此发明人优先考虑核安全。即使此方法限制了优化堆芯配置以使中子经济性最大化的可能性，但采用燃料冷却剂提供了益处，以便补偿选择的模块化方法的中子经济性缺陷。尤其是在可以有效地在线移除燃料冷却剂中不需要的中子吸收裂变产物的情况下，燃料冷却剂的使用提供了比固体燃料反应堆更高的中子效率的潜力。由于燃料冷却剂系统主要用作低压液体和气体屏障，所述燃料冷却剂系统具有低压，因此安全壳可以保持相对较薄。由此，可以最大限度地降低反应堆堆芯区中安全壳材料的中子吸收对堆芯性能的负面影响，同时安全性和相对快速开发、许可、批准和实施持续时间得到优化。

本发明的核反应堆回路的构建(为单个管道、多管道、管道束或带通道的块体/圆柱体)使得能够在适当的核试验反应堆设施中通过单个回路系统进行核试验和回路系统的鉴定。

一方面，本发明的核反应堆回路包含能够含有核燃料和/或使核燃料循环的环路。所述环路包含呈基本上竖直布置的可选择地基本上笔直的通道。所述通道为环路中的液体提供上下通路。

可以将单独的熔盐核回路或所述熔盐核回路的代表性版本放置在现有反应堆(例如，适当的材料测试反应堆)的辐射场中，并且因此可以用于设计、开发、测试和核证熔盐核反应堆回路的材料和组件。

单独的熔盐核回路可以用作熔盐核反应堆的组件，所述熔盐核反应堆转而由多个这样的单独的回路构成。

另一方面，本发明涉及包含本发明的回路中的一个或更多个回路的核反应堆。含有一个回路的核反应堆可以用于验证和测试回路。基于单独的熔盐回路，可以对多个回路进行组合以形成核反应堆。

所述核反应堆包括堆芯区域和壳体区域。所述堆芯区域被所述壳体区域围绕。在所述核反应堆中，提供了多个核反应堆回路。所述核反应堆的每个核反应堆回路包括含有一个或更多个通道的环路。

所述环路能够包含含有可转换材料和/或可裂变材料的液体。一个或更多个液体罐被布置成(选择性可拆卸地)与所述环路连接，并且能够包含含有可转换材料和/或可裂变材料的液体。多个回路的通道被布置在堆芯区域中。所述通道在所述堆芯中的布置形成所述核反应堆的临界区，从而维持核裂变反应。

可以以固有的安全且有效的配置将多个单独的回路的通道放置于临界配置中，以开发和运行熔盐核反应堆。所述单独的回路各自包含次临界量的核燃料。单独的回路配置的通道各自可以包含次临界量的核燃料。

由单独的回路建造的核反应堆使得燃料循环能够具有灵活性(回路可以包含不同的燃料/熔盐组合，或者可以改变燃料/熔盐组合)，回路的一次组件以及因此核反应堆的一次组件是可替换的。通过具有一次组件可替换的回路和反应堆，可以延长反应堆的寿命周期并对所述反应堆的寿命周期进行可靠管理。由于系统的组件可以被新的组件和经改进的组件替换，因此核反应堆回路和由此建造的反应堆也能够进行进一步优化。所述回路的设计使得可以对回路的元件进行单独的测试和核证。由于所述配置能够设计成当熔盐核回路中的一个或更多个熔盐核回路偏离所述设计的期望功能时核反应堆停止运行，因此核反应堆回路(或环路)以及由这些环路建造的核反应堆的设计表现出经改进的安全特性。

本质上，反应堆基于多个单独的回路，所述回路可以放置成圆形布置，其中每个回路的一部分位于较小半径(“通道”或“热段”)处，从而产生维持核反应的临界配置(“临界区”)，而回路的其余部分位于呈非临界配置的大部分位于临界区的辐射场之外的较大半径处。回路通道或管道系统与熔盐直接接触。通过在由组合通道形成的临界配置中提供足够量的可裂变材料以及在对准(外延)热中子能谱反应堆的情况下使用减速材料，通道包含熔盐并形成反应堆的临界区。通道暴露于高辐射通量。管道的使用使得一旦在辐射暴露和/或熔盐暴露方面达到材料极限就能够进行替换并且能够相对容易地进行替换。所述通道可以是单个管道或管道束或具有通道的块体，由于暴露于反应堆临界区中的高辐射通量，结合与(腐蚀性)熔盐和可裂变产物的接触，所述通道会相对快速地退化，所述通道是也可以进行替换的相对较小的组件，从而增加反应堆寿命。即使一次管道系统和通道替换需要显著的远程处理开发，这也被认为比试图寻找和鉴定能够承受MSR条件达十年之久的材料更为可行。

替选地，如图6和图7所例示的，回路可以被制成竖直布置，其中通道位于所述回路的上半部处，并且其它组件位于底部处。通过将竖直布置的回路放置在一起，通道彼此靠近，从而允许模块之间的中子交换，建立临界堆芯配置，在所述临界堆芯配置中，核裂变反应可以得到维持。通过将熔盐从通道排放到下半部中的罐中来移除一个回路或使回路去活化会破坏反应堆的临界状态。

核反应堆包括多个分开且单独的核反应堆回路或模块，其中每个模块作为一次系统包含非临界量的熔盐液体和作为核燃料的可转换材料或可裂变材料，

其中每个模块连接到反应堆的二次系统，

其中每个模块放置在与其它模块的配置中的反应堆中，

其中每个模块放置在一个或更多个其它模块的中子通量内，

其中当将多个模块组合并放置在一个或更多个其它模块的配置中并在中子通量内时，所述多个模块包含临界量的可转换材料和/或可裂变材料，

其中通过将模块(的部件)从二次系统拆除，同时保持反应堆中的其它模块的配置，每个模块可以从反应堆系统中单独地移除，

其中模块的一次系统包括分开的或整合在回路中的泵、一次热交换器和诸如排放罐的一次处理装置，

其中二次系统包括可以与模块的一次热交换器进行热交换的二次控制装置和二次非核热交换器。

在实施方案中，模块可以具有竖直伸长的多边形或圆柱形形状。在实施方案中，一次系统是模块中呈竖直配置的(闭合的)环路。在实施方案中，将含有熔盐环路的模块主要放置在竖直伸长的多边形或圆柱形形状的上半部中，并且将诸如泵的一次系统、一次热交换器和诸如排放罐的一次处理装置的另一个元件放置在下半部中。当模块放置于配置中时，所述配置将一个模块的熔盐环路放置于其它模块的中子通量中，以实现保持核反应并产生能量的临界配置。

在另外的方面，本发明涉及一种操作核反应堆回路的方法，所述方法通过以下方式来实现：将核反应堆回路的通道或所述核反应堆回路的代表性版本布置在另一个核反应堆的堆芯附近，使得所述回路的通道暴露于另一个核反应堆的中子通量。这模拟了由大量反应堆回路构成的核反应堆中的回路运行，目的是在包括MSR多学科复杂性的代表性测试环境中测试、表征和鉴定回路材料、回路流体和回路组件。

在另外的方面，本发明涉及一种操作核反应堆的方法，所述方法包括提供包括本发明的核反应堆回路以及可能地(中子)减速剂的核反应堆的步骤。所述方法进一步包括：提供含有可转换材料和/或可裂变材料的多种核燃料；以及向所述多个回路提供多种核燃料。通道的部分或全部中的核燃料以及减速剂材料和/或通道的配置产生了临界区，在所述临界区中，核裂变反应可以得到维持。本发明的方法能够使得本发明的回路可以在核反应堆中用于各种目的，其中一些目的是产生能量，通过使用中子/中子吸收将可转换元素转化成可裂变元素而用作增殖设施，由此产生核燃料，和/或产生用于其它应用的同位素和材料以及其组合。具有本发明的核回路的核反应堆的模块化构造使得能够在不对反应堆的配置做出大幅改变而是通过改变单独的回路和/或改变回路中含有的液体和/或改变减速材料的情况下，可以将核反应堆的运行用于同时或随后满足各种需求。

附图说明

图1示出了核反应堆的俯视图的示意性表示，其中通道被放置于反应堆的堆芯中。

图1A示出了具有位于饼状表示的点的通道的四个单独的回路(由示意性虚线分开)的俯视图的示意性表示。当将通道(4)放置在反应堆中时，所述通道(4)是核反应堆回路中最靠近其它独立的核反应堆回路的部分，所述其它独立的核反应堆回路通过其单独的(次临界)中子贡献经由产生中子的组合临界平衡而一起形成核反应堆堆芯。

图2示出了核反应堆回路的示意性表示。

图3A-图3C示出了核反应堆回路的示意性表示(侧视图)，其中通道被放置在距回流管线一定距离处并且位于基本上竖直的位置中。通道含有由一个或更多个U形弯管、管中管或带通道的块体配置而建立的双向流。

图4示出了核反应堆回路的组件和进出流的示意性表示。

图5示出了一个核反应堆回路的侧视图的示意性表示。

图6示出了圆柱形格局中的核反应堆回路的侧视图(左)和俯视图(右)的示意性表示。在上部中，通道位于具有竖直上下通道的圆形放置中。泵、热交换器、膨胀罐和裂变产物提取装置、储存单元和仪器放置在通道下方的下部中，中子通量场的外部。俯视图示出了上下通道的优选放置。

图7A示出了在本发明的实施方案中分别放置核反应堆回路(此处是7个呈圆形配置的回路)。当单独的回路彼此靠近放置时，每个单独的回路的通道也彼此靠近放置，并且可以通过选择通道中燃料的适当量和浓度来实现临界状态。所述回路可以从配置中移除。

图7B示出了正方形阵列的反应堆中回路的放置。

图7C示出了在反应堆的圆形堆芯区周围放置多个替选性回路的实施方案，所述多个替选性回路可以促进堆芯区中的裂变反应，或者具有另一种功能，例如利用从堆芯区径向出来的中子通过增殖或中子活化来产生燃料。在主要吸收中子而未由周向回路产生中子的情况下，这些中子就形成了所谓的反应堆的壳体(或再生区)区域。

具体实施方式

一方面，本发明涉及一种核反应堆回路，所述核反应堆回路包括

环路(3)，其中所述环路(3)能够包含液体，所述液体含有作为核燃料的可转换材料和/或可裂变材料，并且根据需要，所述环路(3)能够使所述可转换材料和/或可裂变材料循环，

其中所述环路(3)含有优选地基本上笔直的通道(4)，所述通道(4)作为所述环路的一部分并且以基本上竖直的布置而布置，其中所述通道(4)为所述环路中的液体提供上下通路(4a，4b)。

根据本发明的核反应堆回路可以包括含有通道(4)并且可以连接到液体罐(5)的环路(3)。环路可以含有进料管线(6)、通道(4)、出口管线(7)、回流管线(8)。在环路中，将进料管线、通道、出口管线和回流管线进行连接并且布置成形成能够包含液体的环路。所述液体可以含有可转换材料和/或可裂变材料。液体罐连接到环路，并且布置成能够包含液体。可以以基本上竖直的布置来独立地放置每个环路的通道。

本发明的有利特征是当以基本上竖直的布置来放置通道时，可以在通道中容纳向上流动、逆向流动和向下流动的单独的回路。该配置能够将通道包围在安全壳中，所述安全壳在一端(优选地顶部)封闭并且在也连接通道的位置处连接到回路。这使得能够通过反应堆安全壳的上部反射层和/或辐射屏蔽罩来方便地竖直断开、移除和替换安全壳和通道。对于MSR系统，在堆芯组件暴露于高温、高辐射通量和与熔盐及其成分的潜在有害化学相互作用的结合的情况下，方便地定期替换堆芯材料和组件是反应堆寿命和经济性的一个重要方面。

可以将通道可松脱地连接(即，连接成使得所述通道可以被松脱，可选择地，与安全壳(29)一起松脱)。通过提供通道作为上下通路，进料口和出口放置于回路的同一侧(顶部或底部)处。这使得可以将回路(和/或通道)从其周围环境(回路被放置成接受来自核反应堆的辐射或与来自核反应堆的辐射相互作用的反应堆堆芯附近)或者从减速剂(在将回路的通道放置在反应堆的减速剂中的情况下)移除。然后，在不必拆卸反应堆的情况下，可以通过从反应堆中升高或降低(松脱的)通道和/或整个回路来实现移除。由于这能够使得在不必拆卸反应堆(的大部分)的情况下替换、修理或以其它方式操纵反应堆的部件，因此这种移除提供了优于常规(熔盐)反应堆的巨大优势。

可以将通道包围或封闭在也可移除的和/或可替换的安全壳中。在安全壳与通道之间可能存在可以起到隔热作用的惰性气体，可以对所述惰性气体进行(在线)监测以检测熔盐泄漏，并且可以将所述惰性气体用于对一次组件进行(预)加热。

回路的其余部分也通过适当的防御层来避免破坏纵深防御设计，以避免放射性材料由安全壳或密封体释放。类似于通道，安全壳功能和气体间隙可以包含回路系统加热和/或泄漏监测/检测功能。

在分开的(包含的)通道之间，可以放置或避免减速剂材料，以调整和优化针对系统设想的燃料循环(例如，简单的铀燃烧循环、或钍铀或铀钚增殖循环)而特别设定的中子能谱。对于热反应堆设计，采用单独的反应堆回路能够使得减速剂与熔盐脱离接触。与已知或已知正在开发的其它热MSR系统设计不同，减速剂功能和熔盐安全壳或熔盐流动引导功能是分开的。

因此，在本发明的另一方面，提供了一种方法，其中通过将通道、通道安全壳和/或液体罐与回路断开连接并从回路中移除通道、通道安全壳和/或液体罐或者通过从反应堆中移除整个回路来移除反应堆回路的组件。在将回路放置于反应堆配置中的情况下，可以从反应堆的壳体区域或堆芯区域中移除和/或替换可替换的连接通道、通道安全壳和液体罐。在某些实施方案中，从回路中移除通道、通道安全壳和/或液体罐包括在从回路中移除通道、通道安全壳和/或液体罐之前从反应堆中移除整个核反应堆回路。在其它实施方案中，可以从核反应堆中移除回路的通道、通道安全壳和/或液体罐，而核反应堆回路的其余部分保留在核反应堆内。

用于通道的进料管线放置于通道的一端处。出口管线放置于通道的另一端处。所述通道具有供应端(进料管线)和排出端(出口管线)，所述供应端和所述排出端两者为环路的一部分和/或连接到环路，使得在通道的同一侧处向通道供应液体并且从通道排放液体。

回路可以包含液体并使液体循环。所述回路包括含有通道(4)的环路。

本文所使用的通道(有时认定为热段)是(当回路暴露于外部中子辐射时)最暴露于通道内部和/或通道外部的核裂变反应的中子辐射的回路的一部分，并且其中通过核裂变反应和/或核加热(通过辐射吸收而沉积在通道材料和流体中的能量)对通道和通道中的流体进行加热。回路流体以双向方式(上下或下上)流过通道。可以从允许上下流动的单个管道、管道束、管中管或带通道的块体/圆柱体中选择通道。通道可以实现单向或双向熔盐流。通道可以连接到进料管线(6)和回流管线(8)，从而向所述通道供应液体和从所述通道收回液体。优选允许双向流动的通道，例如管道束、管中管或带通道的块体/圆柱体。

通道的基本上笔直的位置优选地适用于回路的通道的外部放置。在替代性实施方案中，通道可以具有在通道的外周上以螺旋状向上(或向下)盘旋并通过螺旋状向下(或向上)的环路以完成通路的上下通路。

通道可以在一端上连接到进料管线。通道在另一端上连接到出口管线(7)。出口管线连接到通道的一端。出口管线连接到回流管线的另一端。回流管线连接到出口管线的一端。回流管线在另一端上连接到进料管线。进料管线、通道、出口管线和回流管线的这种构建提供了如本发明中所使用的闭合回路或环路。

通常，将通道连接在通道的两端(入口和出口)处，使得通道是能够包含液体并使所述液体循环的闭合环路的一部分。在这些端中的一端上，进料管线可以存在于通道的上游，并且可以将输出管线设置在通道的下游。回流管线可以位于输出管线的下游和进料管线的上游，使得可以提供含有通道的环路。

可以将一个或更多个液体罐(5)连接到回路。所述回路能够包含液体。所述液体可以含有可转换材料和/或可裂变材料。以这样的方式，即在运行时可以将通道放置在现有核反应堆(即，适当的材料测试反应堆)的通量中，本发明的核回路形成环路，其中通道可以放置在距回路的其余部分一定距离处并且与回路的其余部分间隔一定距离。通道本身和通道的内含物可能经受现有(测试)核反应堆的辐射。此外，可以将核反应堆回路的其它元件放置在现有反应堆的通量之外。

这提供了可以对核反应堆回路本身的材料和配置进行测试和鉴定的构建。因此，核反应堆回路可以用于通过将核反应堆回路放置于测试核反应堆的通量中进行新反应堆概念的通用测试、模型验证和鉴定。连接到回路的一个或更多个液体罐可以用于填充核反应堆回路，并且可以用于储存液体内含物。

在一个实施方案中，优选地，通道不含有临界量的核材料，即通道是次临界的。

在某些实施方案中，回路可以含有液体。所述液体可以含有可转换元素和/或可裂变元素。所述液体可以是熔盐。例如可以通过对流和/或通过整合在回路中的泵使所述液体循环通过所述回路。

熔盐通常具有高热膨胀系数。因此，当使用熔盐时，环路内可能发生自然循环。由裂变反应加热的通道内的盐上升到通道的上部或者被进一步推动，其中可以例如通过可选择的热交换器来从熔盐中提取热量。具有高热膨胀系数的熔盐变得更密实，并且趋于通过环路的出口管线和回流管线向回移动，并被在活动区内已加热的熔盐替换。当冷却后的熔盐移动通过回路时，所述冷却后的熔盐穿过通道中的“临界区”，即所述冷却后的熔盐可能受到外部辐射的地方。穿过临界区会在熔盐中产生热量，从而使熔盐变得较不密实并使其循环到容器通道的顶部，以重复该过程。因此，自然流使热熔盐循环通过回路和可选择的热交换器，在热交换器中可以提取热量，并使较冷的熔盐通过对所述较冷的熔盐进行加热的临界区而返回。这种自然循环可以形成在回路内部流动的主驱动力。

回路中的自然循环效应可以减少在环路或回路中包括泵以使材料循环通过堆芯反应容器的需要。可以提供泵来补充这种自然循环效应和/或可能需要泵作为循环的主要力量。例如，当回路中产生大量能量时，优选泵以将热量主动地从通道移动到移除热量的回路部分。

在某些实施方案中，将通道放置成基本上竖直的布置。在此上下文中，基本上竖直意味着通道中的液体可以经由对流和/或重力而移动通过通道。通道可以与竖直方向成至多大约45度的角度，优选地不超过大约20度、15度或10度。更优选的是角度小于大约5度。优选的是，以这样的方式，即回路允许或促进通过重力将流体被动排放到液体罐中，来布置和放置环路和回路的元件。

在核反应堆回路是可以含有可转换材料和/或可裂变材料的熔盐反应堆的实施方案中，可以通过主动或被动启动阀或贯通将液体罐连接到回路。

被动启动的贯通的示例是回路与液体罐之间的连接件中的熔盐塞(或冷冻塞)(11)，并且通常通过部分连接件的主动冷却使得熔盐固化来实现的。通常将此部分连接件布置在环路与罐之间。一旦停用或移除冷却或者温度升高，熔盐塞将会熔融，并且回路中的内含物被排放到罐中。在核反应堆回路过热的情况下，熔盐塞通常是有用的，并且通过经由熔盐塞的被动排放，将可裂变材料从堆芯中移除，从而有效地减少或停止核裂变反应。液体罐优选地位于核反应堆回路的最低点附近。至少通道的基本上竖直布置以及熔盐塞和液体罐在回路的最低点附近的放置的组合能够使得在紧急(即，失控或过热)情况下清空罐中的回路的内含物，因此从回路中移除可裂变材料，并且移除反应堆的临界堆芯区的可裂变材料，从而停止或减少回路中的核裂变反应，使得反应堆系统不再临界。优选地，所述罐位于反应堆的通量之外，或者至少位于反应堆的通量无法保持回路中的核反应所在的位置处。液体罐可以用于排放回路的液体(关闭情况)和/或用于用液体填充回路(启动情况)。液体罐可以适用于液体储存，并且具有用于熔盐调节目的的温度控制能力。可以移除和替换液体罐。具有可移除和可替换的液体罐使得能够在回路中引入新的熔盐组合物，或者在其它位置处管理熔盐的净化或改变。替选地，单独的罐可以向可移除和替换的运输罐或容器进行排放。

在某些实施方案中，回路可以进一步包括诸如膨胀容器等其它组件，以处理例如由于热膨胀而产生的压力变化和熔盐体积变化。所述回路可以进一步包括用于输送回路中的液体的泵、用于加热回路中的流体或将来自回路中的流体的热量移除到第二介质的热交换器，所述第二介质用于将热量输送到能量生成单元。所述回路可以进一步含有或者连接到用于如下化学处理的装置，例如用于去除杂质、不需要的副产物、中子吸收活化或可裂变产物、或在熔盐中生成的通过腐蚀或沉积会增强系统降解的元素。具有材料提取的潜在不扩散问题应该并且可以通过设计来进行管理。所述回路可以进一步含有或者连接到用于添加和/或移除可转换材料、可裂变材料、裂变产物、用于中子活化的源材料和中子活化材料以及液体(例如，熔盐)中的一种或更多种的装置。

在一个实施方案中，液体罐是多个液体罐。回路和/或通道中的核材料的量可以小于临界量(即，回路的通道含有次临界量的核材料)。在此实施方案中，优选地，所述通道不含有临界量的核材料，即通道是次临界的。因此，在某些实施方案中，可以提供多个液体罐，使得一个液体罐可以含有包含在回路中的液体的一部分，并且因此仅含有次临界量的核燃料。

可以从结构中移除液体罐，并将所述液体罐放置在运输容器中，以将液体移动到用于熔盐清理、熔盐组合物优化或其它熔盐处理目的的地点，所述熔盐处理目的包括针对废料储存和处置进行的调节。

根据本发明的核反应堆回路中(以及因此反应堆中)的液体可以含有优选地选自²³²Th、²³⁸Pu、²³⁸U、²⁴⁰Pu、²⁴²Pu和其它锕系元素的同位素中的一种或更多种的可转换材料。

根据本发明的核反应堆回路中(以及因此反应堆中)的液体可以含有优选地选自²³³U、²³⁵U、²³⁹Pu、²⁴¹Pu和其它锕系元素的同位素中的一种或更多种的可裂变材料。

在此方面，术语可转换材料是可以通过中子嬗变和随后的核衰变而转化为可裂变材料的材料。关于这一点，术语可裂变材料是可以通过中子辐照进行核裂变(即，这种材料是可裂变的)并且还从这样的裂变中产生可以在正确设置下维持核反应的中子的材料。通过吸收中子将可转换材料嬗变为可裂变材料的过程被称为燃料增殖。

根据本发明的核反应堆回路中(以及因此反应堆中)的液体可以含有优选地选自²³³U、²³⁵U、²³⁹Pu、²⁴¹Pu和其它锕系元素的同位素中的一种或更多种的可裂变材料。

根据本发明的核反应堆回路中(以及因此反应堆中)的液体可以含有从核废料中提取的长寿命同位素，比如来自镎、钚、镅、锔和其它锕系元素的同位素，例如用于减少核废料寿命的目的。

根据本发明的核反应堆回路中(以及因此反应堆中)的液体可以含有特别旨在用于生成具有医疗或工业用途的活化或裂变产物的同位素，从诸如¹⁷⁶Yb(用于生成¹⁷⁷Lu)、¹⁶⁰Gd(用于生成¹⁶¹Tb)等富集稳定同位素到诸如²³⁵U/²³³U/²³⁹Pu(通过裂变来生成⁹⁹Mo、⁹⁰Sr和¹³¹I)、²³⁷Np(用于生成²³⁸Pu)和²²⁶Ra(用于生成²²⁷Ac、²²⁸Th、²²⁹Th、²²⁵Ac等)等选定的半稳定或不稳定同位素等。

根据本发明的核反应堆回路中的液体可以是熔盐。在优选的实施方案中，熔盐选自氟化物和/或氯化物，优选地LiF、NaF、KF、RbF、BeF₂、ZrF₄、LiCl、NaCl、KCl、RbCl、BeCl₂、ZrCl₄以及其混合物中的一种或更多种。

本发明的通道由这样的材料制成，所述材料可以充分地承受由回路中的熔盐造成的腐蚀，并且使由于中子通量和辐射而引起的降解最小化，同时使中子吸收最小化以能够使得中子经济性最优化。一种对熔盐的腐蚀作用具有较高抵抗力的材料可以相对较好地承受辐射损伤，并且具有低中子吸收。适合的材料可以是钼合金、石墨、硅以及其它碳化物。

本发明的通道以其最简单的形式为单个管(管道)或通道。在一个实施方案中，所述通道(4)包括在顶部处或在底部处彼此连接的上管(4a)和下管(4b)。这也可以被设想为在顶部处或在底部处(优选地，在顶部处)弯曲的U形管(单个管道)。

因此，优选地，所述通道是U形管，其中进料管线和出口管线分别独立地放置于通道的(下半部中的)下端处或附近(图3A)。

在一个实施方案中，所述通道是管中管(图3B)。管中管(套管，双向)包括位于外管(15)内部的内管(14)，其中所述内管的外径小于所述外管的内径，其中所述内管的一端(优选地，底端)连接到进料管线，并且所述外管的一端(优选地，底端)连接到出口管线，其中所述外管具有远离连接到出口管线的一端的封闭端(优选地，在顶部处)，

或者

其中所述内管的一端连接到所述出口管线，并且所述外管的一端连接到所述进料管线，其中所述外管具有远离连接到进料管线的端部的封闭端，并且所述内管的另一端具有开口并且位于外管的封闭顶部附近，并且所述内管在所述外管内的长度比外管的长度短。这就产生了液体流方向相反的部分。

在通道的另外的实施方案中，将内管或升管相对于回流管或外管同轴放置，或者相反。

在另一个实施方案中，通道可以包括液体向上(或向下)流动的一个管和液体向下(或向上)流动的多个管。所述管可以具有不同的直径以适应这种情况。在此方面，参见图3C。

在又一实施方案中，可以将通道设置为实心块体或圆柱体，其中将所述通道设置为穿过所述块体或圆柱体以适应整合的向上流动、逆向流动和向下流动(图3C)。块体设计可以被优化以获得最佳燃料分配，并且还可以含有减速元素，和/或所述块体设计本身由减速材料构成。

优选的是，通道适应向上流动和向下流动，并且由于流动方向逆转部分可以使得在端部位置处(在所述端部位置(优选地，在下端)处，所述通道连接到回路的其余部分)断开整个通道的连接，因此所述流动方向逆转部分很重要。这同样适用于包围所述通道的安全壳，所述安全壳也可以在相同的端部(优选地，下端)处连接为形成这样的外壳，所述外壳可以通过断开与安全壳的连接并经由反应堆安全壳的上部中子反射层和/或辐射屏蔽罩而将安全壳竖直地移出反应堆来进行替换。

基本上如本文其它地方所解释的，包括含有通道的环路的核反应堆回路可以含有和/或连接到其它元件和/或功能件，比如热交换器、泵、化学处理装置等，以形成单独的独立回路。

另一方面，本发明涉及一种核反应堆，所述核反应堆包括堆芯区域和壳体区域，并且其中所述反应堆由多个分开且单独的核反应堆回路或模块构成，每个回路包括

环路(3)，其中所述环路(3)能够包含液体，所述液体含有作为核燃料的可转换材料和/或可裂变材料并且可选择地使所述可转换材料和/或可裂变材料循环，

其中所述环路含有优选地基本上笔直的通道(4)，所述通道(4)作为所述环路的一部分并且以基本上竖直的布置而布置，其中所述通道为所述环路中的所述液体提供上下通路(4a，4b)，其中多个回路的通道的每个布置在堆芯区域中，并且其中每个回路从核反应堆中独立地可移除。

因此，所述核反应堆包括堆芯区域(1)和壳体区域(2)。所述堆芯区域被所述壳体区域围绕。所述壳体区域可以具有作为中子反射层、辐射屏蔽罩或中子吸收再生区的功能，以通过中子活化来生成材料和同位素，或这些功能的组合。可以通过向含有用于中子活化的目标材料的壳体供应流体和从所述壳体收回流体的回路来实现壳体的再生区功能。在所述核反应堆中，提供了多个核反应堆回路。

通道是位于反应堆临界区中(即，经受中子通量)的回路的一部分。

核反应堆由一组(多个)单独的核反应堆回路建造。

所述回路是独立的回路或模块，并且在不干扰其它模块的情况下从反应堆中可移除。所述回路的通道彼此相邻布置。可以将多个回路放置在形成反应堆的配置(例如，圆形配置、矩形配置或其它配置)中。圆形配置是优选的。与构成回路的其它元件相比，回路的通道可以位于彼此距离更小的位置处(即，彼此更靠近)。有效的可视化是，在俯视图中具有饼形形状的反应堆的情况下，多个单独的回路形成多个饼形部分，每个饼形具有回路的朝向饼形的中心的通道。这有效地将回路的其它元件放置在反应堆的临界区之外或距所述临界区更远。回路可以包含多个通道。在圆形配置中，通道距反应堆中心的半径将小于其它元件距反应堆中心的半径。所述通道一起形成了临界区，所述临界区是反应堆堆芯。在某些实施方案中，可以将通道放置在多个圆中，以形成临界区。通道(9)的另一个圆可以围绕临界区。临界区由可以提供中子反射层、中子减速剂、辐射屏蔽罩或再生区功能的壳体区域围绕。可以由另外的回路实现再生区功能，所述回路向位于临界区周围的壳体区域中的通道(9)提供再生区目标材料。再生区可以用于从可转换材料生成可裂变材料(增殖)，或者用于制造用于各种用途的同位素。再生区功能可以由与堆芯中使用的通道(4)具有相同或不同几何形状(截面)的通道来提供。在壳体中的堆芯中的回路的通道(4)和在壳体中的堆芯外的回路的通道(9)两者可以具有圆形的几何形状(截面)(如图1所示)，但是所述通道也可以独立地为卵形的和/或椭圆形的。壳体区域中的通道可以旨在用于从反应堆的临界区中吸收中子，并且根据这些通道的用途，所述通道可以具有与堆芯回路通道非常不同的专用的并针对这些通道的功能进行优化的配置。所述通道可以各自独立地包括可以含有可转换材料和/或可裂变材料或由壳体区域中的中子通量活化的另一种目标材料的液体。

为了使反应堆的堆芯充分地达到临界状态，选定的回路或所有回路可以单独地向反应堆的临界区提供次临界量的核燃料。然后堆芯中的组合通道(以及通道中和/或通道之间的可选择的减速材料)提供足够的临界质量和减速剂，使得在反应堆的堆芯中实现临界状态。临界状态强烈依赖于温度，在温度升高的情况下会导致通道中的裂变材料密度降低，反之亦然，从而被动地增加对裂变反应的安全控制。为了进一步控制或停止裂变反应，控制棒可以在减速剂材料(如果存在于通道之间)中或在壳体区域中通过在通道之间移动或靠近通道移动来引入中子吸收材料或者从堆芯区移除中子吸收材料。

在某些实施方案中，堆芯含有2个或更多个通道、4个或更多个通道、6个或更多个通道、10个或更多个通道或者25个或更多个通道，优选地含有6个到20个通道。在某些实施方案中，反应堆含有2个或更多个回路、4个或更多个回路、6个或更多个回路、8个或更多个回路或者10个或更多个回路。

在典型的实施方案中，反应堆基于多个单独的含有环路的回路，所述回路可以放置成圆形布置，其中每个回路的一部分位于小半径(“通道”或“热段”)处，从而产生维持核反应的临界配置(“临界区”)，而回路的其余部分(其它元件、功能件)位于呈非临界配置的大部分位于临界区的辐射场之外的较大距离或半径处。

通道是可以断开连接、移除和替换的分开的且可分离的组件。通道安全壳(29)是可以断开连接、移除和替换的独立组件。通道安全壳可以包括多个包围性安全壳。在通道安全壳与通道之间，可以存在能够提供隔热的惰性气体，可以针对裂变产物或其它熔盐(挥发性)成分对惰性气体进行监测以检测泄漏，并且可以通过用热气体清扫通道安全壳与通道之间的空间，采用惰性气体用于通道(预)加热。通道和/或安全壳是可以单独地断开连接、移除和替换的单独的组件。所述通道可以(部分地)被一个或更多个单独的安全壳包封。替选地，可以从堆芯区中移除整个回路以进行替换。

多个回路的通道(优选地，具有安全壳)的每个被布置在堆芯区域中。在某些实施方案中，堆芯区域可以含有减速剂(10)。减速剂(10)可以位于通道之间或通道周围。以此方式，通道(和减速剂)一起形成反应堆的堆芯的临界区。适合的减速剂可以是具有低中子吸收的包含碳基材料的任何低原子量固体材料。

在某些实施方案中，可以提供不含有减速剂的核反应堆，即所谓的快反应堆，从而提供快中子能谱。尽管这些类型的反应堆具有诸如材料的快速降解等某些技术问题，但是使用本发明的回路的概念将允许相对快速且容易地替换形成回路的一次材料，例如回路的通道和通道安全壳，或者整个回路。

在许多需要更多外延热谱(比快中子更热，例如钍循环)或热谱的应用中，优选的是使反应堆包含减速剂。

可以通过通道和通道安全壳的材料选择并且通过在回路通道之间添加减速材料来进一步增加减速，或者可以通过在回路中采用非减速材料并用非减速介质或材料填充回路通道之间的空间来使减速最小化。

在此方面的临界状态是指核反应堆的正常运行状态，在这种状态下，核燃料维持裂变反应。当每个裂变事件释放足够数量的中子来维持一系列正在进行的核裂变反应时，反应堆就达到了临界状态(并且被称为临界)。

可以以这样的方式，即每个通道(以及其中的液体)经历类似的中子通量和中子能谱，来布置反应堆的通道。替选地，临界区可以被布置成使得临界区中的每个通道可以经历不同的通量和/或不同的中子能谱。这样的布置在针对特定临界区(例如，通道所在的专用于通过中子活化或通过使用中子/中子吸收将可转换元素转化成可裂变元素来生成特定同位素的回路的一部分的区域)需要特定的中子通量的情况下会是有用的。

与常规核反应堆相反，通过干扰一个或更多个回路而不是要求干扰反应堆中的所有回路，已经可以充分地停止或下调临界状态以及因此裂变链式反应以使整个堆芯进入非临界状态。以此方式，并非所有回路都必须“离线”或下调。这会在维护和安全性方面非常方便。举例来说，考虑到包含10个回路的反应堆，每个回路向堆芯贡献核材料的临界量的10％，使得达到堆芯的临界状态。在紧急情况下，只需使一个回路离线(将所述回路的内含物排放到液体罐中)，整个反应堆就变成非临界，而其它9个回路可以保持不受影响。

在另外的方面，本发明提供了一种操作核反应堆的方法，所述核反应堆包括本发明的多个单独的核反应堆回路。所述方法利用了包括多个核反应堆回路的核反应堆所能够提供的灵活性。

所述方法进一步包括：提供含有可转换材料和/或可裂变材料和/或其它要被中子通量活化的材料的多种核燃料或目标材料；以及向多个回路提供所述多种核燃料和/或目标材料。所述方法进一步包括：向所述回路，优选地所述回路中的每个回路，提供含有可转换材料和/或可裂变材料的多种核燃料。使所述回路中的通道中的核燃料处于临界配置。

临界反应堆堆芯可以由回路的通道形成，从而在反应堆堆芯区中以足够量并以适当的配置引入可裂变材料。

可以通过熔盐、通道材料、安全壳材料和/或回路通道之间或周围的专用减速剂来使反应堆能谱减速。

减速可以被微调到快中子能谱反应堆堆芯(使减速最小化)或(外延)热中子能谱反应堆堆芯所期望的中子能谱或堆芯区中分开的部分中的不同的专用中子能谱，以优化不同位置中的不同回路中的裂变、增殖或活化。

模块化堆芯反应堆系统还能够逐步地将单独的回路从增殖功能改变为增殖-燃烧功能并且从燃烧功能改变为增殖功能。在大部分回路例如通过²³⁵U的裂变(“燃烧”)来满足足够的临界状态以维持堆芯区中的核裂变反应的情况下，一个或更多个回路可以使用来自堆芯中的裂变反应的过剩中子，例如以将可转换²³²Th转化/嬗变成可裂变²³³U(“增殖”)，直到在回路中建立增殖-燃烧平衡为止，在这种情况下，由²³²Th生成的²³³U与裂变反应所消耗的²³³U一样多。需要对反应堆和回路中子经济性进行充分地优化，以避免中子损失过多。可以通过改变熔盐或向熔盐中加入钍来将先前主要用于燃烧的回路从普通燃烧功能改变为增殖功能。随着时间的推移，此回路然后将从增殖回路改变为增殖-燃烧回路，最终达到增殖-燃烧平衡。以此方式，朝着在封闭式钍循环上运行的方向逐步地对反应堆进行转化，其中在不需要或只需要向反应堆回路添加少量可裂变材料以维持裂变反应的情况下，将²³²Th转化为²³³U燃料。

本发明可以提供一种用于封闭式铀-钚循环的方法，其中最终可以通过钚裂变来维持临界反应堆区中的裂变反应，并且过剩中子用于将可转换的²³⁸U转化为足量的可裂变²³⁹Pu。

本发明可以提供一种可以用于燃烧已经从核废料中收回的长寿命同位素以减少核废料寿命的方法。在这种情况下，反应堆是临界的，但是在临界区/堆芯区域或壳体区域中的一个或更多个回路具有特定的熔盐组合物，在所述回路中，可以将这些从核废料中提取的长寿命同位素嬗变和/或裂变为短寿命到中等寿命同位素和裂变产物。

本发明可以提供一种用于通过特定元素的中子活化来产生特定同位素的方法。在这种情况下，反应堆是临界的，但是在临界区/堆芯区域或壳体区域中的一个或更多个回路具有特定的熔盐组合物，这些目标材料包含在所述回路中，并且从回路中提取所期望的活化产物以用于预见的应用。

无论是在回路中还是在反应堆中，从本发明的(封闭式)核燃料循环的角度来看，所述方法的优点是以下的组合：

-采用熔盐，从而允许在线熔盐清理和调节，并且通过移除中子吸收裂变或活化产物，从而通过使中子吸收损失最小化来优化中子经济性。具有材料提取的潜在不扩散问题应该并且可以通过设计来进行管理。

-采用一起形成临界区的回路的单独的通道，原则上允许每个回路包含不同的熔盐混合物和可转换-可裂变材料内含物，这可以通过熔盐调整或替换来改变。

由于中子吸收的活化和裂变产物包含在燃料中，只能通过在分开的位置处进行精细固体燃料后处理来移除所述中子吸收的活化和裂变产物，并且所述中子吸收的活化和裂变产物不具备方便地(部分地)改变、优化或微调堆芯内含物的灵活性，因此大多以固体燃料类型运行的常规反应堆系统无法通过移除裂变产物来最大限度地减少中子吸收的活化和裂变产物。本发明的回路和反应堆能够移除裂变产物。

常规的熔盐反应堆系统大多以一个熔盐体积运行，这使得逐步调整熔盐组合物变得复杂，这是因为这种变化会影响整个熔盐体积，其中熔盐具有非优化和非局部化的增殖和燃烧功能。本发明的反应堆和回路允许用多种熔盐运行，并且能够相对容易且方便地逐步地调整熔盐组合物。

与其它熔盐反应堆设计相比，模块化堆芯反应堆系统的上述益处除了能够避免处理诸如大型组件(其在熔盐反应堆环境中难以替换且快速降解)的大型熔盐体积的缺点之外，还包括对燃料所在位置的有限了解、有问题的鉴定和许可途径，其中小规模测试不能容易地外推到全规模操作，以及通过替换经优化的组件来优化反应堆性能的有限的灵活性，所有这些都能够通过采用本发明的模块化堆芯反应堆系统来避免。

显而易见的是，在由单独的核反应堆回路构成的核反应堆的情况下，已经描述的关于核反应堆回路的元件和实施方案还形成核反应堆的元件和实施方案，并且作为核反应堆回路的一部分或与所述核反应堆回路相关的核反应堆的元件和实施方案还是核反应堆回路的元件和实施方案。

本发明进一步涉及一种操作如本文其它地方所述的核反应堆回路的方法，所述方法通过以下方式来实现：提供核反应堆回路；将核反应堆回路的通道布置在另一个(测试)核反应堆的堆芯附近，使得回路的通道的临界区暴露于另一个反应堆的辐射通量。所述方法进一步详细说明了向回路提供液体，使液体循环通过回路，并使液体经受通道中的测试核反应堆的通量。所述方法进一步包括监测回路和/或液体(所述回路和/或液体可以是熔盐并且可以含有可裂变材料和/或可转换材料或其它化学元素)的(元素)性能。所述方法可以进一步包括提供含有可裂变材料和/或可转换材料的核燃料。可以向回路提供核燃料。可以使核燃料在回路中循环，并且可以使核燃料优选地在临界区经受另一个反应堆的辐射通量。

通过将核反应堆回路(具体地，回路的通道)放置在另一个核反应堆的中子通量内，可以以组合的方式或以分离的方式测试和鉴定构建、形成回路的材料和/或核燃料中的液体(熔盐)和/或可转换材料和可裂变材料。例如，在一个实施方案中，所述方法可以包括提供如本文其它地方所述的回路，提供液体(优选地，熔盐)，并且将回路和液体暴露于现有核反应堆的通量，以监测、测试和试验回路材料、液体的表现以及回路整体的性能。由此获得的数据可用于改进回路本身、回路中使用的液体的组合物，并且最终可用于进一步设计和优化本发明的核反应堆。

因此，在本发明的某些实施方案中，针对回路(的组件)的参数包括在熔盐反应堆条件(例如，与熔盐的接触、高温和(中子)辐射)下暴露于降解机制的材料的表现，通常如耐腐蚀性、强度、脆化、蠕变、断裂韧性、热膨胀、导热性等表现方面。

因此，在本发明的某些实施方案中，针对液体性能的参数包括化学组合物、裂变产物溶解或沉积、活化产物的表现、辐射下的降解/分解、熔盐中元素的凝结、导热性和导电性、腐蚀性、氟/氯化物电势、粘度。

因此，在本发明的某些实施方案中，针对核燃料的参数包括熔盐中的溶解、沉积电势、与熔盐中的其它元素的凝结。

因此，在本发明的某些实施方案中，针对回路性能的参数包括热生成、操作安全性、热生成效率和热传输效率、回路组件的测试和鉴定。

通过以此方式操作回路，还可以将本发明的回路用于将在本文其它地方讨论的大量应用中，例如通过中子活化来生成特定的同位素、由可转换材料来生成可裂变材料等。

在特定的实施方案中，所述方法可以进一步包括例如用于医疗应用、诊断应用或成像应用的同位素生成的步骤。此实施方案将包括向回路提供特定元素，使所述元素经受反应堆的中子通量并使得所述元素嬗变为其它元素以及从液体中分离所得元素的步骤。所述分离可以在线进行或离线进行(即，可以从回路中移除液体，并且在其它地方进行分离)。以类似方式，可以从发生裂变反应的回路中收回裂变产物，例如以用于医疗应用、诊断应用或成像应用。

本发明的回路和包括本发明的回路的核反应堆的设计具有不限于如下优点的某些优点，例如：

-本发明的回路和包括本发明的回路的核反应堆通过用经改进的回路和回路通道设计来替换回路，使得能够进行替换策略和反应堆性能的优化。

-多个反应堆回路一起形成反应堆的临界区。因此，将临界区中的临界质量划分到单独的安全壳中。在回路被排放的情况下，有效地降低了临界区中的临界质量，由此减少或停止核反应。

-单独的通道(或回路)可以含有具有不同的可转换材料、可裂变材料或其它材料的不同的熔盐组合物：

-反应堆的堆芯配置可以选择成使得单独的回路通道放置在临界区中的不同位置处，以用于诸如裂变、增殖和中子活化等不同的目的，用于优化性能。

-堆芯配置可以选择成使得单独的回路通道放置在临界区中的不同位置处，以生成中子通量能谱通量和分布，以优化反应堆中的每个位置处的每个通道的性能。

-通道中的熔盐可以被另一种熔盐组合物替换，以改变反应堆临界区或壳体区中的通道用途。

-生产许多相对较小的组件可以比生产几个非常大的组件更具成本效益。按数量计的经济性可以超过按规模计的经济性。

-相对较小的组件能够在代表性规模下进行方便的测试，这有利于组件和反应堆开发和鉴定的成本并且减少了组件和反应堆开发和鉴定的持续时间。

-与其它(热)熔盐反应堆设计不同，诸如石墨等特定的减速剂材料可以位于通道外部和通道之间，而不是与核燃料承载的熔盐直接接触。因此，可以将减速剂功能与熔盐流动引导功能或安全壳功能分开。这对于石墨尤其方便，石墨是非常适当的减速剂，但是在核反应堆环境中表现得非常复杂。作为保持和延长寿命的措施，可以使通道周围的分开的减速剂在运行循环期间或在运行循环之间经受温度升高以退火辐照损伤，以此可以恢复原始材料性能。对于石墨来说，此措施可能会非常有效，从而通过(重复)退火到减速剂材料在反应堆寿命期间不再需要替换的程度来保证减速剂的适当性能。

通道中的熔盐与通道之间的减速剂的物理分离也能够使得减速剂在很大程度上不依赖于通道和熔盐温度的热优化。减速剂材料可以例如处于并保持在除熔盐或通道温度之外的其它温度下，以使运行期间辐射损伤的影响最小化，从而最大限度地延长寿命。例如，石墨减速剂可以保持在比通常的熔盐温度更低的温度下，由此减少辐射损伤的影响，并最大程度地延长寿命。

由于模块化堆芯反应堆是由分开的、单独的和独立的反应堆回路的组件形成的，因此所述系统和每个单独的回路由在低压下运行的相对较小的组件构成。由较小的组件建造的系统能够例如将通道与回路断开连接，并将所述通道从回路中移除到屏蔽的容器中，以便运输到用于调节、处置或回收(如果适用的话)的地点。此后，可以引入新的通道(或其它元件)。例如，这可以通过反应堆顶部上的辐射屏蔽罩来竖直地进行。相同的方法可以应用于回路的其它部件和组件或整个回路。

附图标记：

1.堆芯区域

2.壳体区域

3.环路

4.通道

4a.上通道

4b.下通道

5.液体罐

6.进料管线

7.出口管线

8.回流管线

9.壳体通道

10.减速剂或非减速介质

11.液体罐的主动或被动阀(冷冻塞)

12.上管

13.下管

14.内管

15.外管

16.膨胀罐

17.热交换器

18.泵

19.处理

20.材料进料

21.二次加热系统

22.裂变和活化产物

23.裂变和活化产物

24.可转换材料、可裂变材料和目标材料

25.屏蔽罩

26.临界区

27.单个上管

28.多个下管

29.通道安全壳

30.通道安全壳-环路连接

31.穿过用于通道和通道安全壳的中子反射层和/或辐射屏蔽罩以便移除/替换的通路。

32.穿过用于液体罐的中子反射层和/或辐射屏蔽罩以便移除/替换的通路。

Claims (19)

1.一种核反应堆，其包括堆芯区域和壳体区域，并且其中所述反应堆由多个分开且单独的核反应堆回路或模块构成，每个回路包括：

环路(3)，其中所述环路(3)能够包含液体，所述液体含有作为核燃料的可转换材料和/或可裂变材料，并且根据需要，所述环路(3)能够使所述可转换材料和/或可裂变材料循环，

其中所述环路含有优选地基本上笔直的通道(4)，所述通道(4)作为所述环路的一部分并且以基本上竖直的布置而布置，其中所述通道为所述环路中的液体提供上下通路(4a，4b)，其中多个回路的通道的每个布置在所述堆芯区域中，并且

其中每个分开且单独的核反应堆回路能够独立地从所述核反应堆中移除。

2.根据权利要求1所述的核反应堆，其中单独的回路包含所述反应堆的临界区中的次临界量的核燃料。

3.根据权利要求1所述的核反应堆，其中所述多个分开且单独的核反应堆回路或模块在所述反应堆中，优选地在临界区中提供临界量的燃料，使得核反应能够得到保持。

4.根据权利要求1所述的核反应堆，其中所述回路中的通道是单个管道、管道束、管中管或(一体化的)带通道体。

5.根据前述权利要求中任一项所述的核反应堆，其中所述通道是能够松脱的。

6.根据前述权利要求中任一项所述的核反应堆，其中所述通道设置有根据需要能够松脱的安全壳(29)。

7.根据前述权利要求中任一项所述的核反应堆，其中所述通道具有供应端和排出端，所述供应端和所述排出端两者为所述环路的一部分和/或连接到所述环路，使得在所述通道的同一侧处向所述通道供应液体并且从所述通道排出液体。

8.根据权利要求5所述的核反应堆，其中所述通道的布置形成所述核反应堆的临界区。

9.根据权利要求5或6所述的核反应堆，其中每个通道包含所述反应堆的临界区中的次临界量的核燃料。

10.根据前述权利要求中任一项所述的核反应堆，其中所述反应堆的临界区进一步包括减速剂。

11.根据前述权利要求中任一项所述的核反应堆，其中所述通道布置在堆芯中，优选地在一个或更多个圆中，优选地在一个同心圆中。

12.根据前述权利要求中任一项所述的核反应堆，其中所述通道布置在减速剂中，优选地在一个或更多个圆中，优选地在一个同心圆中。

13.一种操作核反应堆的方法，所述方法包括以下步骤：

-提供根据权利要求1到10所限定的包括多个回路的核反应堆；

-提供含有可转换材料和/或可裂变材料的多种核燃料；

-向所述多个回路提供多种核燃料；

-使所述回路中的通道中的核燃料处于临界配置。

14.一种操作核反应堆回路的方法，所述方法通过以下方式来实现：将根据权利要求1到5中任一项所限定的核反应堆回路的通道布置在另一个核反应堆的堆芯附近，使得所述回路的通道暴露于另一个反应堆的中子通量。

15.根据权利要求12所述的方法，其包括以下步骤：

-提供根据权利要求1到10中任一项所限定的核反应堆回路；

-提供含有可转换材料和/或可裂变材料的核燃料；

-向所述回路提供所述核燃料；

-根据需要，使所述核燃料在所述回路中循环；

-使所述回路的临界区中的核燃料经受另一个反应堆的中子通量，并且对以下参数中的一个或更多个参数进行监测和/或建模：

i.所述回路(的组件)；

ii.液体；

iii.材料样品表现；

iv.核燃料；和/或

v.所述回路的性能。

16.根据权利要求13所述的方法，其进一步包括以下步骤：

-在临界配置下操作所述反应堆，其中所述回路的至少一部分在有或没有减速剂的情况下向临界区提供可裂变材料，以维持裂变反应；

-在所述临界区中使所述回路的一部分以增殖-燃烧模式运行，其中从裂变反应产生的过剩中子使得能够由可转换材料生成可裂变材料，例如由²³²Th生成²³³U，或由²³⁸U生成²³⁹Pu，优选地由²³²Th生成²³³U，并且使所生成的可裂变材料的至少一部分裂变；

-在所述回路中的一个或更多个中建立增殖与燃烧之间的平衡；

-替换一个或更多个其它反应堆回路中的液体，由此将其它回路从燃烧模式改变为增殖模式；

-使得所述回路达到平衡，由此提供在封闭式增殖-燃烧核燃料循环中运行的反应堆系统。

17.一种用于移除和/或替换核反应堆回路的组件的方法，所述方法通过以下操作来实现：将通道、通道安全壳和/或液体罐与所述核反应堆回路断开连接；从所述核反应堆回路中移除和/或替换通道、通道安全壳和/或液体罐。

18.根据权利要求15所述的方法，其中所述核反应堆回路放置在包括多个核反应堆回路的核反应堆配置中，其中根据核反应堆回路中的一个，从反应堆的壳体区域或堆芯区域中移除和/或替换能够替换的连接通道、通道安全壳和液体罐。

19.根据权利要求15或16所述的方法，其中通过能够替换的连接通道、通道安全壳和/或液体罐的基本上竖直的易位来执行移除或替换。

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