CZ181294A3 - Light-water pile without abrupt multiplication and with economic use of thorium - Google Patents

Description

JADERNÝ REAKTOR NA LEHKOU VODU BEZ PRUDKÉHO MNOŽENI A S HOSPODÁRNÝM VYUŽITÍM THORIA

Oblast techniky

Vynález se týká jaderného reaktoru na lehkou vodu bez prud' kého množení a s hospodárným využitím .thoria,........

Dosavadní stav techniky t Ačkoliv je známo, že výskyt thoria v zemské kúře je alespoň trojnásobně větší než výskyt uranu, nebyl nalezen žádný hospodárný způsob výroby- jaderné energie z .thoria s nebo bez paliv s prudkým množením. Výraz hospodárný” je zde užit v tom smyslu, že největší část energie jaderného reaktoru se vyvíjí z thoria bez velmi nákladného procesu extrakce vysoce gamma-aktivního U-233 a výroby palivových článků z něho.

Základní nesnáz použití thoria jako jaderného paliva spočívá v tom, že neobsahuje žádný přírodní štěpitelný materiál.

Thorium je možno pro vyvíjení energie upravit pouze (1) počátečním přidáním štěpitelného materiálu, což je popsáno ve zprávě o názvu Thorium Utilization in FWRS, Kernforschungsanlage Julich GmbH (1988), nebo (2) vytvořit proud neutronů do oblastí thoria v jádru, použitím uspořádání nukleace-plození, které je popsáno v publikaci CRC Handbook of Nuclear Reactor Calculations, 1986, Svazek III, str,365-448.

Tyto dva známé přístupy budou dále krátce vysvětleny:

1. V rámci brazilsko-německé spolupráce v letech 1979 až

1988 popsané ve výše uvedeném pramenu Thorium Utilization. in t FWRS se předpokládalo, že celé jádro reaktoru sestává z thoria s rovnoměrným přídavkem štěpitelného materiálu. Nejpříznivější výsledky v této studii byly získány ve případech, kdy thorium bylo zpočátku obohaceno plutoniem, prvkem, který je velmi dobře znám svou vlastností prudkého množení. P_odle provedených výpočtů bylo možné obdržet zisky oproti obvyklému uranovému reaktoru pouze opakovanou extrakcí U-233 vyvíjeného ve thoriu, jeho zpracováním na palivové články a opětným vložením do čerstvého thoria. Jiná možnost, která byla uvažována, spočívala v tom, že se začalo s U-235/U-238 v objemovém poměru 20:80 jako s počátečním štěpným palivem pro thorium. Nicméně pro dosažení dostatečné reaktivity pro časové období přijaté pro obnovení vsázky, to je 12 až 18 měsíců, by bylo zapotřebí takové

-2množství tohoto paliva, že množství plutonia vyvinutého v U-238 do thoria by bylo značné. Opět by byla nutná extrakce, výroba a opětné zavedení vysoce gamma-aktivního U-233 do thoria.

2. Při druhém přístupu zmíněném výše byla použita uspořádání jádra nukleace-plození'’ popsaná ve výše uvedené publikaci CRC Handbook of Nuclear Reactor Calculations. Taková jádra sestávají z oblastí nukleace, které mají multiplikační faktor větší než jedna a z oblastí plození s multiplikačními faktory menšími než jedna. Ve studovaných uspořádáních byly oblasti plození sestrojeny primárně ze přírodního thoria a oblasti nukleace obsahovaly buď U-235 nebo U-233 se stupněm jakosti pro jaderné zbraně. V těchto studiích byla jádra řízena typicky zdvihem každé oblasti nukleace z polohy pod jádrem. Tento způsob řízení měl za následek některé mechanické problémy vzhledem k vysoké hmotnosti oblastí nukleace, které měly být uváděny do pohybu. Dále je obtížné odvádění tepla následkem velkých změn úrovní výkonu v rozsahu délky i šířky jádra.

Základním úkolem předloženého vynálezu je vytvořit jaderný reaktor, který je bez prudkého množení, to znamená jaderný reaktor, u kterého ani počáteční vsázka paliva, ani vypuštěné vyhořelé palivo by nemohlo být použito pro výrobu jaderných zbraní.

Dalším úkolem předloženého vynálezu je vytvořit jaderný reaktor, který by umožnil hospodárné využití thoria jako paliva.

Dalším úkolem předloženého vynálezu je vytvořit jaderný reaktor, který by měl zvláštní rezervu bezpečnosti ve srovnání s obvyklými jadernými reaktory.

Dalším úkolem předloženého vynálezu je vytvořit jaderný reaktor, který by vypouštěl jaderný odpad s podstatně nižší hladinou radioaktivity než obvyklé reaktory.

Podstata vynálezu

Vynález řeší výše uvedené úkoly, jakož i jiné úkoly, které budou jasné ž následujícího popisu, tím, že vytváří jádro jaderného reaktoru mající jednu nebo více oblastí nukleace obsahujících palivové články nukleace v podstatě obsahující U-235 a U-238 v maximálním poměru, který je bez prodkého množení, a oblast plození obklopující oblast(i) nukleace a obsahující palivové články plození v podstatě obsahující Th-232 s malým podílem uranu prostého prudkého množení, a neparazitní mechanicky zjednodušený řídicí systém. Tyto předměty vynálezu bucou podrobně popsány dále.

1. Oblasti nukleace: Tyto oblasti obsahují palivové články U-235/U-238, přednostně v poměru 20:80, ve tvaru tyčí a/nebo desek sestávajících ze slitiny uranu a zirkonia. Poměr objemů vody a palivového článku je v rozsahu od 6 asi do 10, vysoko nad přijatými normami asi od 2 do 1 v obvyklých reaktorech. Vysoký obsah vody má za následek pravděpodobnost rezonančního úniku nad 0,95 v U-238. Omezení výstupu plutonia vzniká především ze změny v obohacení. Změna v obohacení z obvyklé hodnoty U-235/U-238 (3:97) na U-235/U-238 (20:80) snižuje vytváření plutonia sedmkráte Viz pojednání Optimiza.tion of Once-Through Uranium Cycle for Frassurized Light Water Reactors, autoři A. Radkowsky a spol., Nuclear Science and Engineering, 75, str.265-274, (1980). Vysoká hodnota pravděpodobnosti rezonančního úniku paliva nukleace dále snižuje množství vyvíjení plutonia šestkrát. Vysoká hodnota pravděpodobnosti rezonančního úniku má také za následek vysokou hodnotu multiplikačního faktoru nukleace, který zvětšuje podíl energie získané z plození na rozsah od 75 do 80% celkového výkonu jádra. Vezmeme-li v úvahu, že oblasti nukleace vyvíjejí pouze 20 až 25% výkonu jádra, je zřejmé, že množství plutonia vyvíjené v oblastech nukleace je značně nižší než 1% množství vyvíjeného v obvyklém reaktoru. Oblasti nukleace také obsahují několik palivových článků plození a jsou označeny jako složené oblasti nukleace a plození.

2. Oblast plození: Oblast plození obsahuje palivové články ze směsi tyčí a/nebo desek z oxidu thoričitého a oxidu uraničitého. Objemový podíl oxidu uraničitého ve směsi oxidu thoričitého a oxidu uraničitého je v rozsahu od 6 asi do 10%. Oxid uraničitý je U-235/U-238 v poměru 20:80. Poměr objemů vody a paliva je od 0,8 do 1,5. Při takové volbě parametrů je multiplikační faktor plození přibližně konstantní během ozařování o hodnotě asi 10C000 MWD/T. Ozařování této velikosti bylo ukázáno jako možné pokusy v Oak Ridge, Tennessee. Viz pojednání Irradiation Eehavior of Thorium-Uranium Alloys and Compounds, autoři

A.R. Olsen a spol., International Atomic Energy Report (1977).

-4Přibližná stálost multiplikačního faktoru plození je nutná ze dvou důvodů: (1) aby oblast plození vyvíjela od začátku života jádra svůj odpovídající podíl výkonu jádra a (2) pro správnou funkci řídicího systému, jak bude vysvětleno dále.

Pro hospodárný výkon je nutné, aby oblast plození byla ponechána v jádru pro dlouhé ozařování. Jinak v každém čase, kdy se vkládá nová oblast plození, musí být přidáno štěpitelné uranové palivo pro zamezení rozsáhlé spotřeby neutronu pro nukleaci pro vyvinutí reaktivity thoria. U-238 vpravený do thoria slouží dalšímu účelu tím, že je rovnoměrně s ním smíchán a tedy denaturuje zbytek U-233 v thoriu na konci života oblasti plození. Množství vyvíjeného plutonia bude nejvýše 0,6% množství vyvíjeného v obvyklém jádru (8% obsahu U-238 násobeno 75% podílu výkonu oblasti plození děleno 10 až 12 roky prodlení oblasti plození v jádru).

Palivové prvky plození mohou mít plný válcový tvar nebo prstenovitý tvar se střední dutinou otevřenou pro vodu. Pro stejný objem paliva má prstenovitý tvar lepší nukleární charakteristiky a charakteristiky odvádění tepla, avšak tento tvar vyžaduje vnitřní i vnější povlečení.

Kromě oblasti plození uvnitř jádra je výraz plození použit také pro oblasti v reflektoru kolem jádra, které jsou využity primárně pro omezení unikání neutronů z jádra. Takové oblasti plození budou mít stejné složení paliva a tvary palivových článků podobné výše popsaným, až na to, že bude použit ochuzený uran místo U-235/U-238 (20:80). Účel ochuzeného uranu je zajistit, aby jakýkoli U-233 vyvinutý v těchto reflektorových oblastech plození byl denaturován U-238.

3. Neparazitický řídicí systém: Neparazitický řídicí systém je vytvořen k zajištění bezpečnosti a maximalizaci podílu energie jádra, kterou je možno získat z thoria. Tento řídicí systém v

zajišťuje, že všechny neutrony dostupné z oblasti nukleace jsou užitečně využity v oblasti plození jádra, takže se minimalizuje počet štěpení nutných v oblasti nukleace. To je v protikladu k obvyklým jádrům, ve kterých veškerý přebytek neutronů je znehodnocen absorpcí v parazitních materiálech řídicího systému.

Řídicí systém vyžaduje rovnoměrný pohyb řídicích tyčí pouze asi v rozsahu 45 cm délky jádra oproti cestě přes celou délku jádra, typicky asi 3,66 m u obvyklých řídicích tyčí.

Princip Činnosti řídicího systému podle předloženého vynálezu závisí na skutečnosti, že oblasti nukleace mají vysoký multiplikační faktor s odpovídajícím vysokým unikáním neutronů, takže reaktivita jádra je silné ovlivněna malými změnami účinných rozměrů .oblasti nukleace.

Přednostní provedení předloženého vynálezu budou dále popsána s přihlédnutím k výkresům.

Přehled obrázků na výkresech

Vynález je znázorněn na výkresech, kde obr,l znázorňuje schéma výkonového systému jaderného· reaktoru s tlakovou vodou typu podle předloženého vynálezu, obr.2 je schéma jádra typu nukleace/plození jaderného reaktoru podle předloženého vynálezu, obr.3 je diagram znázorňující pravděpodobnost absorpce neutronů U-238 v závislosti na spektru energií neutronů, obr.4 je diagram znázorňující multiplikační faktor oblasti plození z přírodního oxidu thoričitého v závislosti na čase ve srovnání s multiplikačním faktorem oblasti plození z oxidu thoričitého majícího nějaké počáteční štěpivé palivo, obr.5 je diagram znázorňující vyvíjení energie oblasti plození z thoria a z uranu pro dané vstupy neutronů nukleace, obr.6 je diagram znázorňující znehodnocené neutrony v závislosti na čase v jaderném reaktoru řízeném obvyklými, prostředky, obr.7, obsahující obr.7a až 7d, znázorňuje jedno seskupení oblasti nukleace, řídicího systému a oblasti plození vysvětlující princip neparazitického řídicího

M systému podle vynálezu, přičemž tyto obrázky znázorňují polohy maxima popřípadě minima reaktivity řídicího systému,

Řídicí systém znázorněný v obr.7a a 7b ukazuje pohyb paliva nukleace (20% uranu-235, 80% uranu-238) a paliva plození (oxid thoričitý a oxid uraničltý) při činnosti řídicího systému.

V obr.7c a 7d jsou pouze palivové články nukleace v pohybu při činnosti řídicího systému.

- Obr.Sa a 8b jsou vodorovné řezy (půdorysy) části jádra jaderného reaktoru podle předloženého vynálezu znázorňující dvě stejně výhodná provedení, která.budou označována jako první a druhé přednostní provedení.

Obr.9a a 9b jsou svislé řezy (nárysy) jednou polovinou jádra jaderného reaktoru znázorňující první a druhé přednostní •7 · ' -v

-6provedení z obr.8a a 8b, pro první cyklus nukleace a každý následující lichým číslem vyznačený cyklus nukleace. Podobně obr.9a a 9b se vztahují na druhý a každý následující sudým číslem označený cyklus nukleace.

Obr.10a a 10b odpovídající obr.9a a 9b jsou nárysy znázorňující část řídicích oblastí v jejich polohách maximální reaktivity. Obr.10c a lOd podobně odpovídají obr.9c a 9d, obr.11a až lid odpovídající obr.lOa až lOd, jsou nárysy znázorňující řídicí oblasti v polohách jejich minimální reaktivity.

Je-li použito řídicí schéma znázorněné v obr.7c a 7d, jsou odpovídající obr.9 až 11 až na to, že jsou vynechány palivové články pohyblivé oblasti plození.

Příklady provedeni vynálezu

S přihlédnutím k obr.l až 11 výkresů budou nyní popsány podstatné koncepce jakož i přednostní provedení předloženého vynálezu.

Obr.,1 znázorňuje výkonový systém jaderného reaktoru na tlakovou lehkou vodu. Mezi tlakovou nádobou 1 a jádrem 2 se řídicími tyčemi 2. ^a parním generátorem 6 je primární vodní okruh £ s primárním vodním čerpadlem Z parního generátoru & vede parní potrubí £ parní turbiny 10 spojené s elektrickým generátorem 91» Z parní turbiny 10 vede přes kondenzátor 32 opatřený okruhem, 33 chladicí vody sekundární vodní okruh 8 obsahující sekundární vodní čerpadlo £ do parního generátoru 6. Primární vodní okruh £ udržuje lehkou vodu pod tlakem k zamezení vyvíjení vodní páry. Tato voda se ohřívá ve.tlakové nádobě 1 jaderného reaktoru a vede se do parního generátoru 6, kde se vyvíjí vodní pára, která se vede parním potrubím 7 do parní turbiny 10. Systémy tohoto typu jsou dobře známé a jsou podrobné popsány například v publikaci v Nuclear Fuel Menagement. autor HT.W. Graves, Jr., vyd. John Wiley & Sons, New York (1980).

Předložený vynález se specificky týká vlastností jádra jaderného reaktoru. Jak je dobře známo, jádro reaktoru je zásobováno palivem ze štěpitelného materiálu jako je izotop uranu-235 (U-235). Protože přírodní uran obsahuje pouze asi 0,7% U-235, zbytek je neštěpitelný U-238, tento přírodní uran se obohacuje” až na 3 až 4% U-235. V obvyklém reaktoru může dostatečná množství takového obohaceného uranu vyvinout dostatečné množství energie pro 12 až 18 měsíců činnosti reaktoru.

-7Protože prvek uran koroduje se značnou explozivní silou když přijde do styku s horkou vodou použitou pro chlazení, nemůže být použit v kovové formě. Místo něho se používá oxid uraničitý, obvykle ve formě tyčí o průměru 1 cm opláštěných zirkoniem, kovem, který má dobrou odolnost proti korozi a velmi malou absorpci neutronů. Je také možné použít' kovovou slitinu uranu a zirkonia ve formě tyčí nebo desek.

Jsou dvě možná uspořádání palivových článků z oxidu uraničitého v jádru jaderného reaktoru. Nejobvyklejší uspořádání je takové, že všechny uranové tyče nebo desky mají stejné obohacení. Jiné uspořádání, které je znázorněno v obr.2, obsahuje určitý počet malých ostrůvků mírně obohaceného uranu, majícího reaktivitu větší než jedna, obklopených oblastmi reprodukčního materiálu, který má reaktivitu menší než jedna: například přírodního uranu nebo thoria.

Tento typ uspořádání dostal název jádro typu nukleace-plození, ostrůvky se nazývají oblasti nukleace a okolní oblasti se nazývají oblasti plození”. Protože oblasti plození mají reaktivitu menší než jedna a oblasti nukleace mají reaktivitu větší než jedna, oblasti nukleace dodávají neutrony nutné k udržování populace neutronů v oblastech plození na dostatečně vysoké úrovni pro vyvíjení štěpenf nutného pro nastavený výkon. Jádra typu nukleace-plození pracovala úspěšně po více než 30 let v první komerční jaderné elektrárně světa Shippingport, Pensylvánie, Spojené státy americké.

Jádro typu nukleace-plození má četné výhody proti obvyklému homogennímu jádru: (1) je třeba menšího celkového obohacení;

(2) řídicí tyče jsou nutné pouze v oblastech nukleace, protože oblast plození je podkritická; a (3) při každé obnově paliva (normálně po 12 nebo 18 měsících) musí být nahrazeny pouze oblasti nukleace. Největší část jádra, to je oblast plození, může zůstat na místě po radu let (normálně 10 až 12 let). Výsledkem je úspora nákladů na výrobu paliva.

AŽ dosud bylo veškeré úsilí o hospodárné využití thoria neuspokojivé, a to i přes skutečnost, že u něho není prudké množení.

Pro minulé snahy je typický výše zmíněný desetiletý brazilsko -německý program týkající se využití thoria. Protože thorium neobsahuje žádnou přírodní štěpitelnou složku, první

-8náprava měla spočívat ve přidání určitého množství U-235. Bylo však třeba mnohem více U-235 než je ve přírodním uranu, s ohledem na vyšší absorpční pravděpodobnost thoria. Čistý U-235 není přípustný, protože u něho je prudké množení, to znamená, že muže být použit k výrobě jaderných zbraní,, Bylo by možné použít i nízkého obohacení uranu, avšak potom by pro doplňkový U-238 byl nutný tak velký prostor, že by zbývalo málo prostoru pro thorium. (Oxid thoričitý a oxid uraničitý mají přibližně stejnou hustotu).

Bylo tudíž navrženo přidat oxid plutonia k oxidu thoričitév _ mu, protože plutonium nemá žádný doplňkový U-238. Flutonium může být získáno z paliva vypouštěného z obvyklého jaderného reaktoru. Brazilsko-německá koncepce spočívala ve spuštění provozu 3 plutoniem asi na jeden rok, znovu zpracování thoria pro rekuperaci U-233 vytvořeného průběžně, zpracování U-233 na palivové články a potom použití těchto článků s čerstvým thoriem a s omezeným množstvím plutonia. Tato operace měla pokračovat a reaktor měl být postupně přiveden do provozu téměř úplně s U-233. Takováto procedura je však (1) velmi nákladná vzhledem k vysokým nákladům na výrobu U-233 a plutoniových palivových článků, jak bylo vysvětleno výše, a (2) je zde možnost prudkého množení ve kterémkoli stadiu procesu. Jiný aspekt v navrženém programu byl, že by nebylo možné získat nějakou výhodu z vysoké metalurgické odolnosti oxidu thoričitého, protože thorium by muselo být vždy po roce roztaveno pro znovuzpracování. Brazilsko-německá činnost byla nakonec přerušena, protože Brazílie se rozhodla, že nebude dobývat plutonium z paliva vypouštěného z jejích reaktorů.

V rámci předloženého vynálezu především je U-233 vyvíjený ve thoriu štěpen (vypálen) ihned na místě, takže není nutné vyrábět palivově články z U-233. Dále, z ekonomických důvodů, tolik energie, kolik je možné, se získá z thoria. Za třetí, ke splnění ekonomických podmínek i problematiky prudkého množení se thorium ve formě oxidu udržuje v jádru po celou dobu jeho metalurgické životnosti. Kdyby byl ke thoriu přidán štěpitelný materiál, aby bylo učiněno kritickým (reaktivita větší než jedna) po tak dlouhou dobu životnosti, tím více by bylo požadovány, aby nebyl žádný prostor pro thorium. Předložený vynález tudíž používá uspořádání jádra typu nukleace-plození znázorněné v obr. 2, takže thorium ve formě oxidu může být uloženo jako oblast plození v jádru na dobu 1C i více let, a pouze oblasti nukleace

-5cusí týt obnoveny na konci normálního období doplnění paliva. Oblast plození je vždy podkritická s reaktivitou asi 0,5, která je navržena jako přibližně konstantní během provozu. Oblasti nukleace musí tudíž' dodávat asi 1C% populace neutronu oblasti plczení.

Pro oblasti nukleace má předložený vynález za úkol udržovat množství vyvíjeného plutonia na minimu: asi 1 až 2% množství vyvíjeného v jádru obvyklého reaktoru. Oblasti nukleace tudíž používají o 20% obohacený uran (20% U-235 a 80% U-238), to znamená přibližně nejvyšší obohacení uranu, které ještě je bez prud kého množení.

Obohacení v oblastech nukleace je tak vysoké jak je jen mož né ze dvou důvodů. Za prvé, každý neutron absorbovaný v U-238 je případně přeměněn na plutonium. Vysoké množství U-235 konkuruje s U-238 a snižuje'počet neutronů přecházejících na U-238.

To také činí přípustnými více neutronů pro oblast plození. Dále, je použito asi čtyřnásobné množství chladicí vody v oblasti nukleace oproti množství v jádru obvyklého reaktoru. Obr.3 znázorňuje absorpci neutronů v U-238 v závislosti na energii neutronů a ukazuje, Že U-238 má ostré čáry, zvané rezonance, u vyšších energií, kde absorpce neutronů pro vyvíjení plutonia je značně intenzivnější. Použitím velmi velkého množství vody v těchto oblastech nukleace a tedy zpomalením neutronů je vysoká energie štěpných neutronů snížena obejitím rezonancí. Navíc, protože thorium má rezonance podobné rezonancím U-238, neutrony'· nízké energie přicházející z oblasti nukleace do oblastí plození obcházejí rezonance plození a jsou tedy využity účinněji. Zatímco poměr objemů vody a paliva v oblastech nukleace je vyšší než v jádru obvyklého reaktoru, v oblastech plození je nižší, takže celkový objem v jádru není větší než v jádru obvyklého reaktoru stejného výstupního výkonu.

Souhrnně možno říci, že poměrně vysokým obohacením (20%) paliva nukleační oblasti jsou splněny dva požadavky: (1) snížení množství vyvíjeného plutonia v oblastech nukleace na velmi nízkou úroveň a (2) (pro daný výkon vyvíjený v oblastech nukleace) maximalizace počtu neutronů do oblastí plození pro zvýšení množství energie vyvíjené z thoria.

S ohledem na návrh oblastí plození se místo použití čistého

-1Coxidu thoričitého se zpočátku k palivovým článkům přidá několik málo procent oxidu uraní.čitého obohaceného o 20%. To mí opět v

dvojí účel. Bez uranu by na začátku bylo thorium mrtvé”, nebot neobsahuje žádný štěpitelný materiál. Následkem toho by celý výkon musel být vyvíjen v malých oblastech nukleace, což by mělo za následek přehřátí. Obohacením thoria začne oblast plození ihned vyvíjet výkon a jak se zvyšuje obsah U-233, oblast plození udržujé téměř konstantní reaktivitu pro velmi vysoké hoření po dobu 10 až 12 let. Tento jev je znázorněn dvěma křivkami v obr.4. Výkon oblasti plození je udržován spalováním U-233 tak jak je vyvíjen přímo v místě. Na konci života oblasti plození bude původní U-235 mít dlouho od štěpení, avšak neštěpitelný U-238 zůstane a bude kombinován rovnoměrně se zbývajícím U-233 aby jej učinil neužitečným pro účely výroby jaderných zbraní. Zároveň zde bude příliš málo U-238 pro vyvinutí významného množství plutonia. Nebude zde tudíž žádná pohnutka pro znovuzpracování oblasti plození a tato bude znehodnocena podobně jako jiný jaderný odpad.

Jak je znázorněno v obr.5, pro daný vstup neutronů z oblasti nukleace thoriová oblast plození vyvíjí přibližně dvojnásobné množství energie jako oblast plození ze přírodního uranu. Také thoriová oblast plození s malým množstvím U-235 jako v daném případě startuje mnohem výše a zůstává na vyšší výstupní energii než oblast plození ze přírodního thoria.

Důležitou myšlenkou předloženého vynálezu je řídicí systém, který má za následek velké zisky bezpečnosti a snížení nákladů, jakož i zlepšení otázky zamezení prudkého množení. Tento řídicí systém skutečně odstraňuje základní chybu ve způsobu řízení obvyklých jaderných reaktorů. Za prvé je třeba pochopit, že v jakémkoli reaktoru je nutné pro praktické účely zavést dostatečné množství paliva do jádra reaktoru při startu cyklu, aby vydrželo alespoň 12 nebo 18 měsíců bez zastavení pro doplnění paliva. Tudíž musí jádře zpočátku obsahovat mnohem větší množství než je množství obohaceného uranu nutné právě pře udržení řetězové reakce (reaktivity řevné 1,0). Fro zamezení nadbytku pa- . liva oproti množství nutnému pro provoz se do jádra vkládají řídicí” materiály s vysokou absorpcí neutronů. Tyto materiály jednoduše absorbují neutrony ničivě, jak je znázorněno v obr.6.

-11Tak například se kyselina boritá, která má velmi vysokou absorpci neutronů, přidává do vody v jádru na začátku a plynule se odvádí během doby životnosti jádra. Použití boru nejen ničí neutrony, avšak malá unikání boru způsobují problémy bezpečnosti,. jako je rušení provozu důležitých ventilů. Viz NRC dopis IN S6-1O8, dodatek 2 z 19.1istopadu 1987. Obvyklé řídicí........‘ systémy přídavně používají řídicí tyče pro rychlé vložení látky absorbující neutrony do jádra. Takové řídicí systémy mají mechanické obtíže, protože řídicí tyče jsou obvykle 11 m dlouhé a musí být uzpůsobeny pro vložení tenkých kolíků o průměru asi 1 cm do vzdálenosti 3,66 m do jádra. Jakékoli ohnutí nebo přetvoření kolíků může zabránit vstupu řídicí tyče do jádra, čímž vyvstane problém bezpečnosti.

Řídicí systém podle předloženého vynálezu je mechanicky .jednoduchý a zajištuje, že všechny neutrony pocházející z oblasti nukleace jsou užitečně absorbovány ve thoriu k vytvoření U-233. Zejména je řídicí systém zcela neparazitický, to znamená neničící neutrony.

Řídicí systém podle předloženého vynálezu může být znázorněn jako nějaký druh žaluzie”, ve které se každý řídicí prvek má pohybovat pouze o malou vzdálenost, aby přešel ze světla do temnoty, z vysoké reaktivity do potlačení. Naproti tomu řídicí tyče v obvyklém jádru jsou jako okenní stínidla v tom smyslu, že musí překonat celou délku jádra pro cestu z maxima do minima reaktivity.

Obr.7 znázorňuje schematicky způsob činnosti neparazitického řídicího systému. Oblast nukleace je rozdělena do svislých vrstev, z nichž každá má délku asi 45 cm. Očíslujeme-li následné vrstvy jako #14 a #15, každá vrstva #14 má vyšší hustotu paliva v palivových článcích oblasti nukleace než vrstva #15.

Obr.7a znázorňuje polohu maxima reaktivity. Pohyblivé palivové články oblasti nukleace ve středu oblasti nukleace na vrstvách #14 jsou spojeny nástavci ze zirkonia umístěnými ve vrstvách #15. Pohyblivé palivové články oblasti plození (ze směsi oxidu thoričitého a oxidu uraničitého) ve středu- oblasti nukleace na vrstvách #15 jsou spojeny nástavci ze zirkonia umístěnými ve vrstvách #14. Pohyblivé palivové články oblasti plození jsou umístěny na každé straně pohyblivých nástavců oblasti nukleace.

-12Obr.7b znázorňuje polohu minima reaktivity (potlačení). Pohyblivé články oblasti nukleace jsou nyní umístěny ve vrstvách /15 a pohyblivé články oblasti plození jsou nyní umístěny ve vrstvách /14 mezi stacionárním palivem oblasti nukleace. Reaktivita jádra byla snížena, protože: (1) pohyblivé palivo oblasti nukleace o vysoké hustotě bylo přemístěno do objemu s nižším multiplikačním faktorem; a (2) oblasti stacionárních palivových článku oblastí nukleace vysoké hustoty jsou nyní odděleny palivem oblasti plození, čímž je způsobeno, že tyto oblasti mají menší účinnou tlouštku a tedy mnohem vyšší unikání neutronů do paliva oblasti plození.

Eude ukázáno, že všechny nadbytečné neutrony z oblasti nukleace jsou užitečně absorbovány ve thoriu pro vytváření U-233 a není zde žádný paraziticky absorbující materiál řídicího systému. Protože žádné neutrony nejsou zničeny, je nutný výkon oblasti nukleace snížen a výkon oblasti plození je zvýšen, což splňuje požadavky na jaderný reaktor. Výkon oblasti nukleace je drahý a vyvíjí malé množství plutonia. Výkon oblasti plození Cthoria) je levný a nevyvíjí plutonium.

Řídicí systém podle předloženého vynálezu je také mechanicky mnohem jednodušší než obvyklé řídicí systémy jader pro jaderné reaktory. V této souvislosti je tlaková nádoba jednou z nejdražších součástí v jaderné elektrárně. Řídicí systém podle předloženého vynálezu umožňuje zmenšit výšku tlakové nádoby, což má za následek snížení její ceny. Přídavně k jaderným ziskům tedy řídicí systém podle vynálezu zvyšuje bezpečnost a snižuje investiční náklady.

Obr.3 znázorňuje přednostní geometrii složených oblastí nukleace a plození podle předloženého vynálezu: V obr.3a poměrně malé prstence a v obr.3b mnohem větší a poměrně užší prstence. Palivové články II oblasti nukleace jsou obklopeny palivovými články 12 oblasti plození. Řídicí sestavy 13 jsou umístěny ve středu prstenců.

Obr.9a a 9b znázorňují svislé struktury stacionárních částí složených sestav oblastí nukleace a plození z obr.3a a 8b.

Tyto. sestavy jsou vytvořeny ze střídavých vrstev 14 a 15 majících tlouštku 45 cm. Vrstva 14 sestává primárně z palivových článků oblasti nukleace. Vrstva 15 sestává z palivových článků oblasti plození a z palivových článků oblasti nukleace majících

-13snížený obsah uranu. Protože je nutné obnovovat palivo v oblasti nukleace v časových intervalech 12 až 18 měsíců zatímco palivo v oblasti plození zůstává v jádru 10 až 12 let, byla přijata dále popsaná konstrukce umožnujícíoddělené odstraněnípaliva z oblasti nukleace. Je využita výhoda velkých vzdáleností palivových článků v oblasti nukleace. Jak je znázorněno v obr.10 a 11, stacionární palivové články 16 oblasti nukleace sestávají ze sledu kusů 1T slitiny uranu a zirkonia o délce 45 cm vystřídaných kusy 18 se sníženým obsahem slitiny uranu a zirkonia o délce 45 cm v celé délce jádra. Takto mohou, být všechny palivové články 16 oblasti nukleace odstraněny z jádra a nahrazeny čerstvým palivem, zatímco všechny palivové Články oblasti plození zůstanou na svých místech.

Obr.10 a 11 také znázorňují podrobnosti neparazitického řídicího systému. Pohyblivé palivové články 19 oblasti nukleace řídicí sestavy 13 sestávají ze sledu kusů 20 slitiny uranu a zirkonia o délce 45 cm vystřídaných kusy 21 čistého zirkonia o délce 45 cm v celé délce jádra. Pohyblivé palivové články 22 oblasti plození řídicí sestavy 13 sestávají ze sledu kusů 23 oxidu thoričitého a oxidu uraničitého vystřídaných kusy 24 čistého zirkonia o délce 45 cm v celé délce jádra. Tyto palivové články 22 oblasti plození zasahují mezi palivové články 16 a 19 oblasti nukleace. Rozmístění kusů 20 slitiny uranu a zirkonia, kdy? jsou proti vrstvám 14, počítá s vodou přemístěnou spojkami 24 z Čistého zirkonia.

Pro ovládání řídicího systému za účelem snížení reaktivity na minimální hodnotu se palivové články 19 oblasti nukleace řídicí sestavy spustí o 45 cm z vrstev 14 do vrstev 15» Když se palivové články 19 oblasti nukleace spouštějí, palivové články 22 oblasti plození se premístují z vrstev 15 do vrstev

14. Přesně opačný pohyb je použit pro zvýšení reaktivity.

Palivové články oblasti plození a palivové články oblasti nukleace řídicího systému mají spřažené pohony 25 a 26, viz obr.9, které se pohybují společně když je reaktor v provozu. Během vyřazení pro obnovu paliva mohou být pohony rozpojeny a palivové články oblasti nukleace mohou být odstraněny a nahrazeny bez rušení palivových článků oblasti plození řídicího systému.

Významným význaken vynálezu je zajištění rovnoměrného

-14axíálriího ochuzení paliva oblasti plození. Je zřejmé, že zatím co palivo oblasti nukleace má menší hustotu ve vrstvě /15 než ve vrstvě /14, bude výkon oblasti nukleace ve vrstvě /15 nižší a tedy bude menší počet neutronů přiváděných do oblasti plození, což bude mít za následek nižší výkon oblasti plození na této úrovni.

Pro pohyblivé palivo oblasti plození zde není žádný problém. Když je zavedeno čerstvé palivo do oblasti nukleace a její reaktivita je maximální, pohyblivé palivo oblasti plození bude umístěno ve vrstvě /14. Jak se palivo oblasti nukleace ochuzuje, pohyblivé palivo oblasti plození bude postupně klesat do vrstvy /15. Tudíž během doby životnosti paliva oblasti nukleace bude pohyblivé palivo oblasti plození vystaveno přibližně stejně palivu oblasti nukleace v obou vrstvách.

Aby se zajistilo rovnoměrné axiální ochuzení pro stacionární palivo oblasti plození, má každá postupná oblast nukleace vyměněny vzájemné polohy vrstev /14 a /15, jak je znázorněno v obr.9c a 9d, 10c a lOd a 11c a lid. Pro správnou funkci řídicího systému je nutné pouze zdvihnout nebo spustit pohon pro pohyblivé palivo oblasti plození o délku přibližně 45 cm každé vrstvy. Během doby životnosti paliva oblasti plození, při které dojde k velkému počtu přemístění oblasti nukleace, bude každá vrstva stacionární oblasti plození přibližně stejně ochuzena.

Pro prstence v obr.8a může být pro každý prstenec vytvořen zvláštní řídicí pohon 28 nebo může být pro dva či více prstenců vytvořen společný řídicí pohon. V prstencích podle obr.8b může být vytvořen znázorněný počet zvláštních řídicích pohonů 28.

Je třeba uvést, že je významné, že multiplikační faktor paliva oblasti plození zůstává přibližně konstantní během provozu jádra. Jinak by účinnost řídicího systému široce kolísala tak jak multiplikační faktor thoria vzrůstá z hodnotu přibližně nulové na hodnotu blízkou jedné.

Typické rozměry přednostních provedení předloženého vynálezu, která jsou znázorněna v obr. 8 až 11, jsou uvedeny v následující tabulce I.

-15Tabulka I Typické rozměry

Obr,8a:

Sestava paliva oblasti nákleace

Vzdálenost přes plochy cm 20

Počet sestav .v . jádru................. . . 69^

Poměr objemů vnitřní ku vnější oblasti 25%

Vnitřní reflektor cm 7,5

Vnější reflektor cm 15

Obr.8b: Prstenec paliva obis sti nukleace

Tloušťka cm 14

Počet prstenců oblasti nukleace 3

Vnitřní reflektor cm

Obr. 9a·'

Výška aktivního jádra cm P_očet axiálních vrstev Výška axiální vrstvy cm Počet řídicích mechanismů Obr,9b:

Výška aktivního jádra cm Počet axiálních vrstev Výška axiální vrstvy cm Počet řídicích mechanismů Obr.10 a 11:

Součásti 16 a 19, Průměr = mm Součástí 23 a 27, Tloušťka = mm

Tloušťka opláštění mm Složená tloušťka mm

Součást 24 ,

7,5

360

360

3.5 0,5

2.5 minimum minimum vyžadované mechanickými podmínkami

Všechny výše uvedené rozměry je třeba uvažovat jako poměrně významné ve příslušných provedeních, nebot ovlivňují (1) řídicí charakteristiky a (2) proudy neutronů mezi oblastí nukleace a oblastí plození a unikání neutronů z jádra, které zase ovlivňuje podíl výkonu jádra vyvíjený oblastí plození.

Rozměry každé oblasti nukleace jsou určeny kompromisem mezi minimalizací počtu oblastí nukleace za účelem zjednodušení návrhu jádra, aby mělo dostatečné množství oblastí nukleace pro zajištění rovnoměrného rozložení výkonu uvnitř oblasti plození.

Výška axiálních vrstev, která je rovna výšce zdvihu řídicího mechanismu, je dána kompromisem mezi pokud mošno malým řídicím zdvihem a mezi citlivostí (změnou reaktivity na jednotku délky), která nesmí být tak velká, aby působila problémy řízení.

-16Tabulka II obsahuje typické provozní parametry jaderného reaktoru na tlakovou vodu o výkonu 1300 MW pro jadernou elektrárnu při použití principu předloženého vynálezu.

Tabulka II

Provozní parametry tyDického jaderného reaktoru na tlakovou vodu o výkonu 1300 MW
Průměr kolíku paliva oblasti nukleace mm	7,2
Průměr kolíku paliva oblasti plození mm Vnější Vnitrní	14,4 0,5
Tlouštka povlaku (zirkonium) mm	0, 56
Poměr objemu moderátoru ku objemu paliva Oblast nukleace Oblast plození	8,0 1,2
Teploty °K Palivo Chladivo Povlak	980 567 630
Hustota výkonu Kw/1 jádra w/cm výšky jádra	90 250
Ekvivalentní poloměr jádra cm	186
Aktivní výška jádra cm	360
Hustoty materiálu jádra	95% theor

Matematický základ vynálezu

Matematický základ předloženého vynálezu je popsán v kapitole o názvu Seed-Blanket Reactors publikace CRC Handbook of Nuclear Reactor Calculations. svazek III, CRC Press, str.365448 (1986). Je třeba vzít v úvahu, že s nástupem vysoce rychlých samočinných počítačů se dnes již obecně nepoužívají explicitní matematické vzorce pro výpočty návrhů jader reaktorů v praxi.. Nicméně takové vzorce podporují fyzikální názor a jsou dále uvedeny, kde mohou být užitečné.

Místo takových vzorců se obecně používají složité kódy reaktorů o vysoké přesnosti, ověřené pokusy. Základní kódy použité při vývoji předloženého vynálezu byly 'A IMS, RAEBLE, DOT a ANISN. (Viz J.R. Askew, F.J. Fayers, a P.B. Kenshell,

A General Description of the Lattice Code WIMS, J. Br. Nucl. Energy Soc., 5(4) 571 (1966); P.H. Eier a A.A. Robbs, RABBLE,

A Program for Computation of Resonance Absorption in Multiregion

-17Reáctor Cells, ANL-7326, Argonne National Laboratory, Argonne, 111. (1967); W.A. Rhoads a spol., DOT-Two Dimensíonal Discrete Radiation Transport Code, ORNL CCC-276, Oak Ridge Laboratory, Oak JRidge, Tenn., (1976.) a W.W. Engle, Jr., ANISN - A Cne-dirr.ensional Discrete Ordinates, Transport Code with Anisotropie Scattering, K-1699, Oak Ridge 'National Laboratory, Cak Ridge, Tenn., (1967).

Oblást nukleace:

a. Základní zdroj plutonia v oblasti nukleace je ničeni neutronů rezonancemi U-238, který tvoří 8C% uranového paliva oblasti nukleace. Ze všech neutronů vytvářených štěpením může být podíl neutronů, které uniknou takovému zachycení U-238 ozna čen p, což je pravděpodobnost rezonančního úniku. Potom značí (1-p) podíl neutronů zachycených U-238 mající za následek vyvíjení plutonia, p je přibližně dáno vztahem:

_(AV / V ) p = e ' F ^z W , kde A je konstanta závislá na sležení palivového článku, Vp je podíl objemu paliva a V_w je podíl objemu vody. Je zřejmé, že když Vp/V^.. klesá, p se blíží hodnotě jedna. Podle předloženého vynálezu s hodnotou Vp/Vy- mezi 6 a 10 je minimální hodnota p rovna 0,95, takže (1-p) = 0,05. Množství vyvíjeného plutonia v oblasti nukleace je tedy velmi nízké.

b. Multiplikační faktor oblasti nukleace k_g je dán tradičním vzorcem čtyř činitelů:

k₃ = i) f p e, kde rj je 2,06, což je počet neutronů vyslaných na jeden neutron zachycený U-235, e je tak zvaný rychlostní efekt a je blízké hodnotě jedna a f je tepelné využití, jehož hodnota kolísá se . množstvím uranu v oblasti nukleace a s podílem vyhoření, p je pravděpodobnost rezonančního úniku, jak bylo uvedeno výše.

Tudíž k_g dosahuje maxima když se p blíží hodnotě jedna.

Oblast plozeni:

a. Poměr objemů vody a paliva v oblasti plození (v rozsahu od C,8 do 1,5) a podíl (v rozsahu od 6 do 1C%) oxidu uraničitého (U-235/U-238 v poměru 20:80) jsou zvoleny tak, aby mul tipli — kační faktor k„ oblasti plození byl co možná nejvyšší a cc B možná konstantní po celou dobu životnosti oblasti plození

-τεrovnou ICOOOO WD/T. Multiplikační faktor kg oblasti plození je definován jako obvykle jako počet vyvinutých neutronu na jeden absorbovaný neutron. Jsou zavedeny některé složité faktory, takže optimální volby musí být určeny výpočty na samočinném počítači. Příkladné křivky jsou uvedeny na str.3S4-385 v publikaci Seed-Elanket Reactors, CRG Handbook of Nuclear Reactor Calculations, svazek III, CRC Press (1586). Nicméně je jasné, že poměr objemů vody a paliva nesmí být tak malý, aby působil problémy chlazení a nesmí být tak velký, aby bylo zachyceno příliš mnoho neutronů vodou nebo protaktiniem.

b. Poměr výkonů oblasti plození a oblasti nukleace má primární důležitost při určení energie získané ze thoria. Zjednodušený vzorec, který je dostatečně přesný pro velké reaktory, které mají' pouze malý únik neutronů z jádra, je tento:

- k.

- A,

- k_T kde Pg je výkon v oblasti plození, P_e ‘B *Es je výkon v oblasti nukleace, k„ je multiplikační faktor oblasti plození a k je multi’k_D je závislý na proudu cS plikační faktor oblasti nukleace.

tepelných neutronů z oblasti plození do oblasti nukleace.

Ve dříve známých reaktorech typu nukleace-plození je znamén ko členu negativní, avšak ve spojení se předloženým vynáss lezem je následkem velmi velkého obsahu vody v oblasti nukleace znaménko členu ⁰kg_g pozitivní. Velikost °kg_g je asi 0,25, avšak silně ovlivňuje poměr výkonů oblasti plození a oblasti nukleace, jak bude patrno z následujícího číselného příkladu. Nejnižší hodnota k_ (když je oblast nukleace blízká stavu vypuštění) je asi 1,4. Střední hodnota P_Q je asi 0,93. Vlivem zavedení výrazu je poměr Pg ku (P_g + P_s) nad 0,8, takže více než 80% výkonu jádra se vyvíjí v oblasti plození.

c. Pro výpočet vyvíjení plutonia v oblasti plození se předpokládá, že U-238 bude absorbovat asi tolik neutronů, jako podobné množství U-238 v obvyklém jádru uranového reaktoru. Maximální množství U-238 v oblasti plození je 8% (pro horní mez 1G% obsahu uranu v oblasti plození). Protože oblast plození bude v jádru uložena alespoň lC let, vyvíjené množství plutonia za rok bude 0,8% množství vyvíjeného v obvyklém jádru.

-19Vyvíjené množství je ve skutečnosti asi 0,6% vyvíjeného množství v obvyklém jádru (to znamená 0,8 x 0,75), protože oblast plození vyvíjí přibližně 75% výkonu obvyklého jádra. Neparazitický řídící systém:

.Pohyb řídícího systému v rozmezí asi 4.5 cm byl vypočítán na základě vysoce přesných kódů ANISN a DOT 4.2, s použitím 15 skupin energie.

Neutřeny jsou v reaktoru rozděleny přes velmi rozsáhlé spektrum energií od více než milionu Voltů do zlomku 1 elektronvoltu. Aby se zajistilo, že všechny tyto energie neutronů budou správně zpracovány, rozdělí se spektrum energií neutronů do velkého počtu skupin. Ve přítomných výpočtech bylo zjištěno, že zvyšování počtu skupin nad 15 nepůsobí žádné významné rozdíly ve výsledcích. Eyl tutíž učiněn závěr, že použití 15 skupin, energií neutronů je přiměřené.

Výsledky výpočtů ukázaly, že prodlužování pohybu řídicího systému nad 45 cm nezvyšuje jakost řízení a pouze by zvětšovalo mechanickou složitost. Zkracování pohybu pod 45 cm rychle snižuje jakost řízení a zvětšuje změnu reaktivity na 1 cm. To vyžaduje jemnější řízení pohybu řídicího systému a opět zvětšuje mechanickou složitost. Tudíž bylo zjištěno, že délka pohybu 45 cm je ideální délka pohybu řídicích tyčí_o

Palivo z thoria použité ve vynálezu

Jádro jaderného reaktoru podle předloženého vynálezu získává asi 75% svého výkonu z thoria nebo Th-232. Je tedy vhodné podat krátké vysvětlení týkající se tohoto paliva.

Thorium je v přírodě značně rozšířeno. Zajímavé rudy obsahují 5 až 8% thoria na rozdíl od 1 až 4% obsahu uranu v uranových rudách.

Thorium použité v oblasti plození jádra reaktoru podle předloženého vynálezu je ve formě oxidu stejně jako oxid uraničitý je použit v obvyklých jádrech. Výrobní postupy pro oxid thoričitý a oxid urani&itý jsou velmi podobné. Pro výrobu palivových článků z thoria není tudíž třeba žádných nových technik nebo nástrojů.

Významné znaky, kterými se thorium liší od uranu jsou:

1. Thorium je alespoň třikrát hojnější než uran. Největší naleziště jsou v Indii a v Brazílii. Bylo velmi málo pátráno po thoriu, nebot jeho cena na trhu je velmi nízká. · . . .

-202. Přírodní thorium neobsahuje vůbec žádný štěpitelný materiál.

3. Thorium má asi třikrát větší pravděpodobnost absorpce neutronů než U-23S.

4. Když thorium absorbuje neutron, asi po 1 měsíci transmutuje na U-233, což je štěpitelná forma uranu. U-233 může být použit na výrobu jaderných zbraní, stejně jako U-235 a Pu-239.

Pro použití v reaktorech je U-233 vysoce vhodný, protože emituje asi o 10% více neutronů na 1 absorbovaný neutron než U-235 nebo Pu-239.

5. Jedna nevýhoda U-233 spočívá v tom, že emituje intenzivní gamma záření. Z tohoto důvodu musí být zpracování U-233 na palivové články prováděno odděleně za těžkým stíněním a je to velmi nákladný proces. Naopak, U-235 může být zpracováván bez jakýchkoli zvláštních opatření. Zacházení s plutoniem vyžaduje použití obličejových masek pro zamezení inhalace, takže zpracování plutonia je dražší než zpracování U-235, avšak mnohem levnější než zpracování U-233.

6. Oxid thoričitý má mnohem lepší metalurgické vlastnosti než oxid uraničitý v tom, že oxid thoričitý může odolávat 10% či více rozštěpených atomů, což je více než dvojnásobek pro oxid uraničitý. To je z toho důvodu, že oxid thoričitý vytváří dokonalou kubickou mříž, která je velmi pevná, zatímco oxid uraničitý má strukturu s mnoha nepravidelnostmi. Předložený vynález využívá tuto výhodnou vlastnost thoria.

7. Cxid thoričitý má vyšší teplotu tavení, lepší tepelnou vodivost než oxid uraničitý, což má za následek větší odolnost proti roztavení při poruše spočívající ve ztrátě chladivá.

Výhody předloženého vynálezu

Základní výhody předloženého vynálezu oproti obvyklým jaderným reaktorům mohou být uvedeny v těchto kategoriích:

1. Nepřítomnost prudkého množení: Instituce United States Department of Defense má pochopitelně zájem o množství plutonia vyvíjeného současnými jadernými reaktory. Větší nebezpečí lze předpokládat od zemí jako Japonsko, které plánují stavby sodíkem chlazených rychle reprodukujících reaktorů, které budou vyrábět velká množství plutonia jakosti pro výrobu jaderných zbraní, jehož stačí pouze několik kg pro jadernou bombu.

-212. Ekonomie: Hlavní položka v nákladech na provoz obvyklého jaderného reaktoru v současnosti je uranové palivo. Náklady na zásobu paliva pro jádro sestrojené podle principů předloženého vynálezu budou sníženy alespoň o 2/3, protože pouze

2Q až 25% „použitelné, energie. bude získává_no. z uranu. Náklady . . na zásobení jádra palivem budou také sníženy, protože 3/4 jádra (thoriová oblast plození) vydrží 10 až 12 let oproti třem létům u obvyklého jádra. Jiné podstatné úspory jsou také možné v investičních nákladech na konstrukci jádra.

3. Bezpečnost: Obvyklá jádra jaderných reaktorů mohou být popsána jako čekající na nehodu. Jak řídicí systém s borem v roztoku tak mechanický systém obvyklých jader představují značné potenciální nebezpečí.

4. Jaderný odpad: Jaderný reaktor podle předloženého vynálezu vypouští méně než poloviční množství jaderného odpadu s vysokou hladinou radioaktivity ve srovnání s obvyklými reaktory.

Každá ze zmíněných čtyř kategorií bude dále podrobně diskutována.

1. Nepřítomnost prudkého množeni

Palivo oblasti nukleace použité v jádru reaktoru podle předloženého vynálezu obsahuje 20% U-235 a 80% U-233. To je typ paliva, které instituce U.S. Department of Energy specifikuje pro všechny výzkumné reaktory, protože ani nekonečné množství tohoto paliva by nemohlo způsobit jadernou explozi. Když toto palivo hoří, poměr obsahu U-235 ku U-238 se snižuje.

Palivo vypouštěné z oblasti plození nemůže být použito pro výrobu jaderných bomb ze dvou důvodů:

a. Jediné štěpitelné palivo vyvíjené v oblasti plození je U-233, avšak to je denaturováno smícháním s poměrně velkými množstvími neštěpitelných izotopů, což jsou: U-238, který byl zanesen do oblasti plození při startu, a U-232 a U-234, které jsou vyvíjeny během provozu reaktoru.

b. U-233 vypouštěný z oblasti plození je doprovázen krajně intenzivním zářením gamma. Již z tohoto jediného důvodu by nebylo praktické vyrábět užitečnou jadernou zbraň z U-233 pro velkou hmotnost stínění proti záření gamma požadovaného pro zácházení s materiálem a pro ochranu personálu.

Když se U-233 vyvíjí ve thoriu, jeho gamma aktivita stoupá s časem. To je jediná výjimka z obecného pravidla, že

-22radioaktivita s časem klesá. Důvod spočívá v tom, že gamma aktivita nevzniká ve skutečnosti vlivem U-233 samotného, nýbrž vlivem izotopu U-232, který vzniká sekundárními reakcemi, které vyvíjejí produkty mající vysokou gamma aktivitu. Celkové množství jaderného odpadu s vysokou úrovní radioaktivity vypouštěného z thoria je vždy značně nižší než odpovídající množství z obvyklého jádra, jak je vysvětleno dále v souvislosti s jaderným odpadem.

2. Ekonomie '

Ekonomie jaderné energie se týká dvou složek: provozních nákladů a investičních nákladů.

Pokud jde o náklady na palivo v současnosti, obvyklá jaderná elektrárna s reaktory na lehkou vodu potřebuje ročně asi 90000000 & pro náhradu jedné třetiny jádra reaktoru. V jádru podle předloženého vynálezu, kde se pouze malé oblasti nukleace nahrazují za 12 až 18 měsíců, je tato částka snížena na polovinu. Oblast plození se nahrazuje jednou za 10 až 12 let. Její cena je mnohem nižší než cena oblastí nukleace a je rozdělena do množství let.

Základní důvod této ekonomické výhody spočívá v tom, že 70 až 80% energie se získává z thoria, které je v současné době v podstatě volné. Tento činitel zatížení je dosažen použitím neparazitického řídicího systému, který velmi snižuje počet neutronů, které musí dodávat oblast nukleace. Jiný důvod spočívá v tom, že palivo vypouštěné z obvyklého reaktoru je znehodnoceno, protože největší část jeho štěpitelného podílu je plutonium, které je příliš nákladné pro účely využití a jehož zpracování bylo vládou Spojených států amerických zakázáno. Podle předloženého vynálezu bude vypouštěné palivo z oblasti nukleace mít vždy obsah 10% U-235 a téměř žádný obsah plutonia. Toto palivo může být snadno zbaveno štěpitelných produktů a obohaceno na 20% U-235 s velmi nízkými náklady v odděleném výrobním závodu. Jiné náklady u obvyklých jader, které jsou ve předloženém vynálezu odstraněny, jsou v

přemísťování absorbérů řídicího systému a změny uspořádání palivových sestav.

V oblasti investičních nákladů návrh jádra podle předloženého vynálezu má za následek úsporu 15 až 20% celkových nákladů na jadernou elektrárnu. Tato úspora je způsobena

-23(1) vyloučením systému s borem v roztoku s kilometry potrubí, se směšovacími nádržemi, filtry, injektory atd.; (2) omezením ceny a složitosti pohonů řídicích tyčí; (3) zmenšením výšky tlakové nádoby a (4)'omezeným rozsahem politických aspektů.

Jak' je dobře známo, tak zvané sledování zátěže v obvyklém jádru reaktoru je pomalé a složité vlivem řídicího systému s borem v roztoku. To platí zejména na začátku provozního cyklu když je v jádru velmi mnoho bóru. V jádru podle předloženého vynálezu může být naproti tomu použita tak zvaná technika říze ní škrcením. To znamená, že když se zvyšuje požadavek výkonu, otevře se škrticí ventil a umožní se větší tok chladicí vody do jádra ke zvýšeni reaktivity a úrovně výkonu. V obvyklém jádru chladicí voda zvětšuje hustotu a koncentraci rozpuštěného boru snižujíc reaktivitu. Pro překonání této nesnáze u obvyklých jader se instalují přídavné zvláštní řídicí tyče (poloviční nebo šedé tyče) při značných nálcLadech. Pomalá odezva na požadavky změn výkonu znamená, že určitá část výkonu je ztracena, čímž se zvyšují provozní náklady.

3. Bezpečnost

Koncepce jádra reaktoru podle předloženého vynálezu je z hlediska bezpečnosti nadřazena obvyklým jádrům reaktorů na lehkou vodu v těchto ohledech:

V obvyklých reaktorech na lehkou vodu zaujímají řídicí tyče a hnací mechanismy přibližně trojnásobek výšky jádra rovné asi 3,66 m (to znamená asi 11 m) pro výkon rádu 1000 MW. Každá typická řídicí tyč je zakončena 2? absorpčními kolíky, z nichž každý má délku 3,66 m a průměr 1 cm, a které musí být uloženy do dutin v palivových sestavách. Je zřejmé, že pohon takových tenkých kolíků v rozsahu dráhy více než 7,32 m s sebou nese nebezpečí, že kolíky budou vystaveny určitým deformacím, které by mohly zabránit jejich vnikání do jádra. Dále je nutné, aby pro rychlé odstavení jádra, jako ve případě poruchy nazvané ztráta toku (LOFA), byly tyče zasunuty v celé dráze do jádra.

Naproti tomu řídicí systém podle předloženého vynálezu vyžaduje pohyb pouze v délce asi 45 cm a tudíž odstaví jádro mnohem rychleji. Uspořádání podle předloženého vynálezu je také takové, že deformace je mnohem méně pravděpodobná.

-24Ve případě poruchy nazvané ztráta toku (LOFA) má jádro podle předloženého vynálezu několik výhod. Oblasti nukleace s vysokým únikem neutronů budou se chovat jako mnoho malých jader. Voda v oblastech nukleace začne vřít nejdříve, což bude mít za následek rychlé snížení reaktivity. Palivové články v oblastech nukleace jsou přednostně z kovové slitiny uranu a žirkonia, která má mnohem menší tepelnou kapacitu než keramické palivové články z oxidu uraničitého v obvyklých reaktorech. Rovněž oblast plození jádra podle předloženého vynálezu má výhodu oproti obvyklým jádrům, protože oxid thoričitý má vyšší tepelnou vodivost než oxid uraničitý.

Obvyklé reaktory na lehkou vodu v současnosti používají kyselinu boritou ve chladivu pro řízení reaktivity a hladiny výkonu jádra za provozu. Jak bylo uvedeno výše', bylo zjištěno, že se malé úniky bóru hromadí a korodují součásti z vysoce pevných ocelí používané v čerpadlech a ventilech chladicí soustavy Přítomnost boru ve chladivu je v rozporu s účinným sledováním zátěže. Nicméně průmysl nebyl schopen vyloučit řízení s použitím boru v roztoku, patrně z toho důvodu, že takové vyloučení by mohlo způsobit přidání množství řídicích tyčí spojené se zvý šením mechanické složitosti popsaným, výše. V jádru reaktoru podle předloženého vynálezu, ve kterém řízení s borem v rozteku není nutné, je řídicí systém reaktoru přes to mnohem jednodušší než u obvyklých reaktorů.

Jiný problém se řízením s použitím boru v roztoku spočívá v tom, že ve případě poruchy zvané ztráta toku (LOFA) by přiváděné nouzové chladivo mohlo být prosté boru, tudíž by do jádra mohla být přivedena čisté voda, což by mělo za následek značný skok reaktivity.

Ačkoliv obvyklé reaktory na lehkou vodu správně navržené a zkonstruované zdánlivě neobsahují žádné nebezpečí zvýšení radioaktivity ve případě poruchy, je zde jistý počet slabých míst, která by mohla mít za následek roztavení a velké ekonomické ztráty. S jádrem reaktoru podle předloženého vynálezu je pravděpodobnost takové poruchy velmi omezena.

4. Jaderný odpad

Je třeba uvažovat dvě kategorie jaderného odpadu: nízkoaktivní odpad a vysokoaktivní odpad.

-25Pro nízkoaktivní odpad nemá jádro reaktoru podle předloženého vynálezu žádnou výhodu oproti obvyklým jádrům, protože množství takového odpadu závisí pouze na celkovém, množství vyvíjené energie.

„Nicméně pokud jde o vysokoaktivní odpad, potom množství radioaktivity, které bude vypouštět jádro podle předloženého vynálezu, bude menší než polovina množství z jádra obvyklého reaktoru.

Vysvětlení je toto: Oblasti nukleace, které jsou zásobovány palivem vždy po 12 nebo 1S měsících, vypouštějí vysokoaktivní odpad ve stejném poměrném množství jako obvyklý reaktor, avšak v oblastech nukleace se vyvíjí pouze 20 až 25% celkové energie. V oblasti plození, která zůstává v jádru 10 až 12 let, bude radioaktivita vysokoaktivních odpadů klesat přinejmenším s faktorem rovným sedmi, jednoduše proto, že tyto odpady se rychle rozkládají a tvoří zbytky s mnohem menšími množstvími radioaktivity. Tento proces je podporován absorpcí neutronů ve vysokoaktivním odpadu když tento je v jádru, což také vede na transmutaci na jádra, která jsou méně radioaktivní. Tudíž bude radioaktivita vysokoaktivního odpadu vypouštěného z oblasti plození alespoň sedmkrát nižší než úměrné množství vypouštěné z jádra obvyklého reaktoru. Jestliže množství radioaktivity vyvíjené v oblastech nukleace i v oblastech plození je váženo množstvím energie vyvíjené v každé z oblastí (20 až 25% z ob— lastí nukleace, 80 až 75% z oblastí plozené), je celkové množství radioaktivního odpadu, které je vypouštěno, značně nižší než polovina množství vysokoaktivního odpadu vypouštěného z obvyklého jádra.

Na závěr se uvádí, že byl popsán a znázorněn nový, prudkév ho množení prostý jaderný reaktor na lehkou vodu, který splňuje všechny požadované cíle a výhody. Odborníkovi školenému v oboru budou nicméně zřejmé mnohé obměny, modifikace, variace a jiné případy užití předmětu předloženého vynálezu, které však nevybočují z rámce myšlenky vynálezu, jehož přednostní provedení je popsáno ve předloženém popise a znázorněno ve přiložených výkresech a který je definován ve předložených patentových nárocích.

Claims (66)

1. PATENTOVE NÁROKY ,/ z hjfz/}L·^ ' kí hfzdtcbs mode,.·/;! #~X/2 /

   1. Jaderný reakfoř/vyznačující se tím, že má jádro Zahrnující (a) alespoň jednu oblast nukleace obsahující palivové články mající kritickou hmotu štěpitelného materiálu, kteréžto palivové články obsahují v podstatě U-235 a U-238, které jsou zpočátku v poměru od 10:90 do maximálního poměru, při kterém nevzniká prudké množení, a (b) oblast plození obklopující zmíněnou oblast nukleace a obsahující palivové články obsahující převážně Th-232.
2. 2. Jaderný reaktor podle nároku 1, vyznačující se tím, že počáteční poměr U-235 ku U-238 v oblasti nukleace je přibližně rovný 20:80.
3. 3. Jaderný reaktor podle nároku 1, vyznačující se tím, že obsahuje množství oblastí nukleace v podstatě rovnoměrně rozmístěných ve zmíněné oblasti plození, a ve kterém každá oblast nukleace může udržovat neutronovou řetězovou reakci bez podstatné neutronové interakce s jinou oblastí nukleace.
4. 4. Jaderný reaktor podle nároku 1, vyznačující se tím, že palivové články obsažené v oblasti plození jsou zpočátku obohaceny uranem pro zajištění počátečního objemového procentního obsahu uranu v rozmezí od 2 do 12%.
5. 5«. Jaderný reaktor podle nároku 4, vyznačující se tím, že počáteční objemový procentní obsah uranu v oblasti plození je od 6 do 10%.
6. 6. Jaderný reaktor podle nároku 5, vyznačující se tím, že počáteční objemový procentní obsah uranu v oblasti plození je rovný asi 8%.
7. 7. Jaderný reaktor podle nároku 4, vyznačující se tím, že uran umístěný zpočátku v oblasti plození obsahuje U-235 a U-238, které jsou zpočátku v poměru od 10:90 do maximálního poměru, při kterém nevzniká prudké množení.
8. 8. Jaderný reaktor podle nároku 7, vyznačující se tím, že počáteční objemový poměr U-235 ku U-238 v oblasti plození je přibližně rovný 20:80.
9. 9. Jaderný reaktor podle nároku 1, vyznačující se tím, že uran zpočátku uložený v oblasti nukleace je ve formě oxidu uraničitého.

   -271C. Jaderný reaktor podle nároku 1, vyznačující se tím, že uran zpočátku uložený v oblasti nukleace je ve formě slitiny uranu a zirkonia.
10. 11. Jaderný reaktor podle nároku 1, vyznačující se tím, že thorium zpočátku uložené v oblasti plození je ve -formě oxiduthoričitého.
11. 12. Jaderný reaktor podle nároku 4, vyznačující se tím, že uran zpočátku uložený v oblasti plození je ve formě oxidu uraničitého.
12. 13. Jaderný reaktor podle nároku 1, vyznačující se tím, že ' obsahuje prostředek pro premístování palivových článků v oblasti nukleace bez rušení palivových článků v oblasti plození.
13. 14. Jaderný reaktor podle nároku 1, vyznačující se tím, že v

    obsahuje prostředek pro premístování palivových článků v oblasti plození bez rušení palivových článků v oblasti nukleace.
14. 15. Jaderný reaktor podle nároku 1, vyznačující se tím, že obsahuje prostředek pro chlazení jádra použitím vody výlučně jako prostředí přenosu tepla.
15. 16. Jaderný reaktor podle nároku 15, vyznačující se tím, že voda je lehká voda.
16. 17. Jaderný reaktor podle nároku 15, vyznačující se tím, že chladicí prostředek jádra zahrnuje tlakovou nádobu reaktoru obsahující jádro a prostředek pro přivádění vody do tlakové nádoby pod tlakem pro potlačení vyvíjení vodní páry při provozní teplotě jádra.
17. 18. Jaderný reaktor podle nároku 15, vyznačující se tím, že poměr objemů vody a paliva v oblasti nukleace je alespoň třikrát větší než v oblasti plození.
18. 19. Jaderný reaktor podle nároku 15, vyznačující se tím, že poměr objemů vody a paliva v obl„sti nukleace je rovný od 3:1 do 10:1.
19. 20. Jaderný reaktor podle nároku 15, vyznačující se tím, že poměr objemů vody a paliva v oblasti plození je rovný od 0,8 do 1,5.
20. 21. Jaderný reaktor podle nároku 19, vyznačující se tím, že uran v oblasti nukleace je ve formě slitiny uranu a zirkonia.
21. 22. Jaderný reaktor podle nároku 1, vyznačující se tím, že obsahuje oblast reflektoru neutronů obklopující jádro a obsahující palivové články obsahující převážně Th-232.

    -2823. Jaderný reaktor podle nároku 22, vyznačující se tím, že palivové články obsažené v oblasti reflektoru jsou zpočátku obohaceny U-238.
22. 24. Jaderný reaktor podle nároku 1, vyznačující se tím, že obsahuje neparazitický prostředek pro řízení rychlosti jaderné reakce v jádru.
23. 25. Jaderný reaktor pcdle nároku 24, vyznačující se tím, že prostředek pro řízení výlučně řídí rychlost jaderné reakce v oblasti nukleace.
24. 26. Jaderný reaktor podle nároku 1, vyznačující se tím, že palivové prvky oblasti nukleace jsou podlouhlé a svisle uspořádané v jádru, a reaktor dále obsahuje:

    (c) prostředek pro řízení rychlosti jaderné reakce v jádru, kterýžto prostředek obsahuje:

    (1) množství podlouhlých, svisle uspořádaných řídicích prvků umístěných rovnoběžně s palivovými články oblasti nukleace, přičemž každý řídicí prvek má mezi svými konci množství úseků předepsané délky; a φ v (2) prostředek pro přemísťování alespoň některých řídicích prvků ve svislém směru na vzdálenost rovnou zmíněné předepsané délce.
25. 27. Jaderný reaktor podle nároku 26, vyznačující se tím, že řídicí prvky jsou neparazitické.
26. 28. Jaderný reaktor podle nároku 26, vyznačující se tím, že řídicí prvky jsou uspořádány v řídicí oblasti mezi oblastí nukleace a oblastí plození.
27. 29. Jaderný reaktor podle nároku 28, vyznačující se tím, že řídicí oblast obklopuje oblast nukleace.
28. 30. Jaderný reaktor podle nároku 26, vyznačující ae tím, že řídicí prvky zahrnují množství stacionárních řídicích prvků a množství pohyblivých řídicích prvků připojených ke prostředku pro přemísťování, přičemž stacionární řídicí prvky jsou uspořádány bezprostředně v sousedství pohyblivých řídicích prvků.
29. 31. Jaderný reaktor podle nároku 30, vyznačující se tím, že alespoň některé stacionární řídicí prvky jsou uspořádány mezi oblastí nukleace a pohyblivými řídicími prvky.

    -2932. Jaderný reaktor podle nároku 30, vyznačující se tím, že alespoň některé stacionární řídicí prvky jsou uspořádány mezi oblastí plození a pohyblivými řídicími prvky.
30. 33. Jaderný reaktor podle nároku 30, vyznačující se tím, že stacionární řídicí prvky jsou uspořádány na protilehlých stranách pohyblivých řídicích prvků.
31. 34. Jaderný reaktor podle nároku 33, vyznačující se tím, že řídicí prvky jsou uspořádány v řídicí oblasti mezi oblastí nukleace a oblastí plození, kde jsou první stacionární řídicí prvky, na jedné straně pohyblivých řídicích prvků, uspořádané v sousedství oblasti nukleace, a druhé stacionární řídicí prvky, na protilehlé straně pohyblivých řídicích prvků, uspořádané v sousedství oblasti plození.
32. 35. Jaderný reaktor podle nároku 26, vyznačující se tím, že úseky alespoň některých řídících prvků obsahují ve sledu od jednoho konce ke druhému střídavě Štěpitelný materiál a neštěpitelný materiál.
33. 36. Jaderný reaktor podle nároku 35, vyznačující se tím, že neětěpitelný materiál je v podstatě průhledný pro neutrony.
34. 37. Jaderný reaktor podle nároku 35, vyznačující se tím, že neštěpitelný materiál je přeměnitelný na štěpnou látku neutrony.
35. 38. Jaderný reaktor podle nároku 26, vyznačující se tím, že úseky alespoň některých řídicích prvků obsahují ve sledu od jednoho konce ke druhému Střídavě materiál přeměnitelný na štěpnou látku neutrony a materiál průhledný pro neutrony.
36. 39. Jaderný reaktor podle nároku 37, vyznačující se tím, že «•“tariál přeměnitelný na štěpnou látku neutrony je thorium.
37. 40. Jaderný reaktor podle nároku 38, vyznačující se tím, že materiál přeměnitelný na štěpnou látku neutrony je thorium.
38. 41. Jaderný reaktor podle nároku 26, vyznačující se tím, že předepsaná délka je v podstatě rovná 45 cm.
39. 42. Jaderný reaktor podle nároku 26, vyznačující se tím, že každý řídicí prvek má osm úseků předepsané délky.
40. 43. Jaderný reaktor podle nároku 26, vyznačující se tím, že palivové články oblasti plození jsou podlouhlé, svisle uspořádané články umístěné rovnoběžně s palivovými články oblasti nukleace a se řídicími prvky.
41. 44. Jaderný reaktor podle nároku 43, vyznačující se tím, že palivové články oblasti nukleace a palivové články oblasti

    -30plození mají v podstatě stejnou délku a řídicí prvky, zaujímají v podstatě celý svislý rozměr palivových článků oblasti nukleace a palivových článků oblasti plození.
42. 45. Jaderný reaktor podle nároku 26, vyznačující se tím, že prostředek pro přemístování je uzpůsoben pro přemístění řídicích prvků do jakékoli žádané svislé polohy podél zmíněné vzdálenosti.
43. 46. Jaderný reaktor, vyznačující se tím, že má jádro zahrnující (a) alespoň jednu oblast nukleace obsahující první množství podlouhlých, svisle uspořádaných palivových článků majících reaktivitu větší než jedna;

    (b) alespoň jednu řídicí oblast obsahující podlouhlé, svisle uspořádané řídicí prvky umístěné rovnoběžně s palivovými články oblasti nukleace, přičemž každý řídicí prvek má od jednoho konce ke druhému konci množství úseků předepsané délky;

    (c) alespoň jednu oblast plození obklopující oblast nukleace a obsahující palivové články mající reaktivitu menší než jedna a

    V M (d) prostředek pro přemístování alespoň některých řídicích prvků ve svislém směru na vzdálenost v podstatě rovnou zmíněné předepsané délce.
44. 47. Jaderný reaktor podle nároku 46, vyznačující se tím, že řídicí prvky jsou neparazitické.
45. 48. Jaderný reaktor podle nároku 46, vyznačující se tím, že řídicí oblast je uspořádána mezi oblastí nukleace a oblastí plození.
46. 49. Jaderný reaktor podle nároku 48, vyznačující se tím, že řídicí oblast obklopuje oblast nukleace.
47. 50. .Jaderný reaktor podle nároku 46, vyznačující se tím, že řídicí prvky zahrnují množství stacionárních řídicích prvků a množství pohyblivých řídicích prvků připojených ke prostředku pro přemístování, přičemž stacionární řídicí prvky jsou uspořádány bezprostředně v sousedství pohyblivých řídicích prvků.
48. 51. Jaderný reaktor podle nároku 50, vyznačující se tím, že alespoň některé stacionární řídicí prvky jsou uspořádány mezi oblastí nukleace a pohyblivými řídicími prvky.
49. 52. Jaderný reaktor podle nároku 50, vyznačující se tím, že alespoň některé stacionární řídicí prvky jsou uspořádány mezi oblastí plození a pohyblivými řídicími prvky.

    -3153. Jaderný reaktor podle nároku 50, vyznačující se tím, že stacionární řídicí prvky jsou uspořádány na protilehlých stranách pohyblivých řídicích prvku.
50. 54. Jaderný reaktor podle’ nároku 53, vyznačující se tím, že řídicí prvky jsou uspořádány v řídicí oblasti mezi oblastí nukleace a oblaistí plození, kde jsou první stacionární řídicí prvky, na jedné straně pohyblivých řídicích prvků, uspořádané v sousedství oblasti nukleace, a druhé stacionární řídicí prvky, na protilehlé straně pohyblivých řídicích prvků, uspořádané v sousedství oblasti plození.
51. 55. Jaderný reaktor podle nároku 46, vyznačující se tím, že úseky alespoň některých řídicích prvků obsahují ve sledu od jednoho konce ke druhému konci střídavě štěpitelný materiál a neštěpitelný materiál.
52. 56,. Jaderný reaktor podle nároku 55, vyznačující se tím, že neštěpitelný materiál je v podstatě průhledný pro neutrony.
53. 57. Jaderný reaktor podle nároku 55·> vyznačující se tím, že neštěpitelný materiál je přeměnitelný na štěpnou látku neutrony.
54. 58. Jaderný reaktor podle nároku 46, vyznačující se tím, že úseky alespoň některých řídicích prvků obsahují ve sledu od jednoho konce ke druhému střídavě materiál přeměnitelný na štěpnou látku neutrony a materiál průhledný pro neutrony.
55. 59. Jaderný reaktor podle nároku 57, vyznačující se tím, že materiál přeměnitelný na štěpnou látku neutrony je thorium.
56. 60. Jaderný reaktor podle nároku 58, vyznačující se tím, že materiál přeměnitelný na štěpnou látku neutrony je thorium.
57. 61. Jaderný reaktor podle nároku 46, vyznačující se tím, že předepsaná délka je v podstatě rovná 45 cm.
58. 62. Jaderný reaktor podle nároku 46, vyznačující se tím, že každý řídicí prvek má osm úseků předepsané délky.
59. 63. Jaderný reaktor podle nároku 46, vyznačující se tím, že palivové články oblasti plození jsou podlouhlé, svisle uspořádané články umístěné rovnoběžně s palivovými články oblasti nukleace a se řídicími prvky.
60. 64. Jaderný reaktor podle nároku 63, vyznačující se tím, že palivové články oblasti nukleace a palivové články oblasti plození mají v podstatě stejnou délku a řídicí prvky zaujímají v podstatě celý svislý rozměr palivových článků oblasti nukleace a palivových článků oblasti plození.

    -3265. Jaderný reaktor podle nároku 46, vyznačující se tím, že prostředek pro přenístovéní je uzpůsoben pro přemístění řídicích prvků dc jakékoli žádané svislé polchy podél zmíněné vzdálenosti.
61. 66. Jaderný reaktor pcdle nároku 46, vyznačující se tím, že první množství řídicích prvků zahrnuje druhé množství řídicích prvků, které obsahuje palivové články oblasti plození, a třetí množství řídicích prvků, které obsahuje palivové články oblasti nukleace.
62. 67. Jaderný reaktor podle nároku 66, vyznačující se tím, že palivové články oblasti plození ve druhém množství řídicích prvků jsou umístěny pouze v každém druhém úseku.
63. 68. Jaderný reaktor podle nároku 67, vyznačující se tím, že v ** přemístovací prostředek obsahuje prostředek plynule premístující druhé množství řídicích prvků během doby životnosti palivových článků oblasti nukleace, přes vzdálenost v podstatě rovnou zmíněné předepsané délce.
64. 69. Jaderný reaktor podle nároku 66, vyznačující se tím, že' palivové články oblasti nukleace ve třetím množství řídicích prvků jsou umístěny pouze v každém druhém úseku.
65. 70. Jaderný reaktor podle nároku 69, vyznačující se tím, že palivové články oblasti nukleace jsou postupně zavedeny pouze do každého druhého úseku, čímž pro zajištění axiálního ochuzení zmíněného jádra má postupné zavádění nových palivových článků oblasti nukleace převrácené relativní polohy sousedních úseků»
66. 71. Jaderný reaktor podle nároku 70, vyznačující se tím, že přemístovací prostředek obsahuje prostředek pro střídavé zdvihání a spouštění třetího množství řídicích prvků o vzdálenost v podstatě rovnou zmíněné předepsané délce v čase přemísťování zmíněných palivových článků oblasti nukleace.