EA043120B1 - LIQUID SALT NUCLEAR REACTOR WITH MODULAR CORE - Google Patents

LIQUID SALT NUCLEAR REACTOR WITH MODULAR CORE Download PDF

Info

Publication number
EA043120B1
EA043120B1 EA202193023 EA043120B1 EA 043120 B1 EA043120 B1 EA 043120B1 EA 202193023 EA202193023 EA 202193023 EA 043120 B1 EA043120 B1 EA 043120B1
Authority
EA
Eurasian Patent Office
Prior art keywords
reactor
loop
nuclear
nuclear reactor
channel
Prior art date
Application number
EA202193023
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Грот Сандер Де
Лукас Мариус Пол
Original Assignee
Торайзон Холдинг Б.В.
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Торайзон Холдинг Б.В. filed Critical Торайзон Холдинг Б.В.
Publication of EA043120B1 publication Critical patent/EA043120B1/en

Links

Description

Изобретение относится к контуру модульного ядерного реактора, в частности, к контуру модульного жидкосолевого ядерного реактора. Настоящее изобретение также относится к модульному ядерному реактору, в частности, к модульному жидкосолевому ядерному реактору, состоящему из контуров ядерного реактора. Изобретение дополнительно относится к способу эксплуатации контура модульного ядерного реактора. Изобретение дополнительно относится к способу эксплуатации модульного ядерного реактора и к способу тестирования/определения соответствия заданным требованиям ядерного реактора. Изобретение также относится к способу замены части контура ядерного реактора.The invention relates to a circuit of a modular nuclear reactor, in particular, to a circuit of a modular molten-salt nuclear reactor. The present invention also relates to a modular nuclear reactor, in particular, to a modular liquid-salt nuclear reactor, consisting of nuclear reactor circuits. The invention further relates to a method for operating a modular nuclear reactor circuit. The invention further relates to a method for operating a modular nuclear reactor and a method for testing/determining compliance with the specified requirements of a nuclear reactor. The invention also relates to a method for replacing part of a nuclear reactor circuit.

С ростом мирового спроса на энергию сохраняется потребность в ядерной энергии, несмотря на недостатки, связанные с атомными станциями ранних поколений. Разрабатываются новые поколения атомных станций (4-го и 5-го поколения), которые специально нацелены на поставки больших количеств безопасной и чистой энергии и в то же время сознательно приближены к стандартам по распространению ядерных материалов и генерированию ядерных отходов.As global energy demand grows, there is a continued need for nuclear power, despite the disadvantages associated with early generation nuclear power plants. New generations of nuclear power plants (4th and 5th generation) are being developed, which are specifically aimed at supplying large quantities of safe and clean energy, while at the same time deliberately approaching standards for the proliferation of nuclear materials and the generation of nuclear waste.

Одни из них - это так называемые жидкосолевые реакторы.One of them is the so-called molten-salt reactors.

Жидкосолевой реактор (ЖСР) представляет собой такой тип ядерного реактора, где первичный теплоноситель, или даже само топливо представляет собой жидкосолевую смесь. Для этого типа реактора было предложено много конструкций и построено множество прототипов. Ранние и многие современные концепции созданы на основе ядерного топлива, растворенного во фторидном солевом расплаве. Текучая среда может достигать критичности, втекая в активную зону, где может присутствовать замедлитель, такой как графит. Многие известные концепции основаны на протекании топлива по каналам в графитовой матрице с солевым расплавом, обеспечивающей охлаждение при низком давлении и высокой температуре. Некоторые недавно разработанные концепции исключают использование замедлителя для создания системы с характерным спектром быстрых нейтронов, или применяют специальное замедление для локального генерирования нейтронных спектров, специально предназначенных для конкретных целей, например, для сжигания долгоживущих актиноидов из потоков ядерных отходов.A molten salt reactor (MSR) is a type of nuclear reactor where the primary coolant, or even the fuel itself, is a molten salt mixture. Many designs have been proposed for this type of reactor and many prototypes have been built. Early and many modern concepts are based on nuclear fuel dissolved in a fluoride salt melt. The fluid may reach criticality by flowing into the core, where a moderator such as graphite may be present. Many well-known concepts are based on the flow of fuel through channels in a graphite matrix with molten salt, providing cooling at low pressure and high temperature. Some recently developed concepts exclude the use of a moderator to create a system with a characteristic fast neutron spectrum, or use special moderation to locally generate neutron spectra specifically designed for specific purposes, such as burning long-lived actinides from nuclear waste streams.

Хотя жидкосолевые реакторы в прошлом успешно проектировались, строились и эксплуатировались, знания и опыт, требуемые для модернизации реакторов данного типа, ограничены. Ключевые преимущества жидкосолевых реакторных установок, касающиеся безопасности, минимальных потоков отходов и максимальной эффективности ресурсов, были разработаны во многих случаях, и с возрастающей частотой в последние 5-10 лет. Без сомнения, можно рассматривать широкие перспективы жидкосолевых реакторных установок, особенно с ториевым топливом, для обеспечения безопасной энергии в течение тысячелетий, с минимальным бременем радиоактивных отходов. Однако техническая и экономическая жизнеспособность, а также длительный срок выхода на рынок являются главным препятствием для современного внедрения, а значит, и для инвестиций, несмотря на то, что подтверждение принципа действия жидкосолевых реакторов было успешно продемонстрировано исследованиями жидкосолевых реакторов в 50-е и 60-е гг. в США.Although molten salt reactors have been successfully designed, built and operated in the past, the knowledge and experience required to modernize this type of reactor is limited. The key benefits of molten salt reactor plants regarding safety, minimum waste streams and maximum resource efficiency have been developed in many cases, and with increasing frequency in the last 5-10 years. Without a doubt, one can consider broad prospects for molten-salt reactor plants, especially with thorium fuel, to provide safe energy for millennia, with a minimal burden of radioactive waste. However, technical and economic viability as well as long time to market are the main obstacles to modern implementation, and hence to investment, despite the fact that proof of the principle of operation of molten salt reactors was successfully demonstrated by studies of molten salt reactors in the 50s and 60s. e gg. in USA.

Жидкосолевые реакторы, как правило, дают оптимальную экономию нейтронов, позволяя осуществлять частую очистку соли от поглощающих нейтроны продуктов деления и активации, тем самым минимизируя потери нейтронов, предоставляя возможность замыкать циклы ядерного топлива, в которых используемое для деления топливо генерируется из избыточных нейтронов, полученных в результате реакции деления, позволяя осуществлять трансмутацию воспроизводящих элементов, таких как 232Th или 238U, в делящиеся элементы, такие как 233U и 239Pu.Molten-salt reactors typically provide optimum neutron economy by allowing frequent cleaning of the salt from neutron-absorbing fission and activation products, thereby minimizing neutron losses, by providing the ability to close nuclear fuel cycles in which fission fuel is generated from excess neutrons produced in fission reaction, allowing the transmutation of fertile elements such as 232 Th or 238 U into fissile elements such as 233 U and 239 Pu.

Перспектива замыкания циклов ядерного топлива, создания очень высокой эффективности полезного использовании ресурсов в сочетании с очень высокими уровнями (пассивной) безопасности и минимизацией образования долгоживущих отходов, особенно в случае ториевого замкнутого топливного цикла, делает жидкосолевые реакторы очень многообещающими с точки зрения будущих источников энергии.The prospect of closing nuclear fuel cycles, creating very high resource efficiency combined with very high levels of (passive) safety and minimizing the generation of long lived waste, especially in the case of a closed thorium fuel cycle, makes molten salt reactors very promising for future energy sources.

При комбинировании топлива и теплоносителя в системе ЖСР технология имеет одну ключевую сложность: в первичной системе сходятся все физические и инженерные дисциплины, и они существенно влияют друг на друга. В компонентах жидкосолевой первичной системы сходятся химия, нейтронная физика, материаловедение, термогидравлика, термомеханика и т.д. Поэтому установка жидкосолевого реактора требует междисциплинарного подхода с междисциплинарными анализом и проектированием, а также с междисциплинарной экспериментальной проверкой.When combining fuel and coolant in the LSR system, the technology has one key difficulty: in the primary system, all physical and engineering disciplines converge, and they significantly influence each other. Chemistry, neutron physics, materials science, thermohydraulics, thermomechanics, etc. converge in the components of a liquid-salt primary system. Therefore, the installation of a molten salt reactor requires an interdisciplinary approach with interdisciplinary analysis and design, as well as interdisciplinary experimental verification.

Необходимо значительное количество усилий по разработке и проверке междисциплинарных средств проектирования, кодов и систем лицензирования для размещения расплавов солей. Учитывая междисциплинарную сложность, даже непосредственные внутриреакторные эксперименты или мелкомасштабные демонстрации будет трудно полностью спрогнозировать и обосновать с точки зрения безопасности при отсутствии надлежащих и доказанных междисциплинарных знаний и опыта.A significant amount of effort is needed to develop and validate interdisciplinary design tools, codes, and licensing systems for molten salt containment. Given the interdisciplinary complexity, even direct in-reactor experiments or small-scale demonstrations will be difficult to fully predict and justify from a safety point of view in the absence of adequate and proven interdisciplinary knowledge and experience.

Данное изобретение разрабатывает подход к минимизации срока вывода на рынок для атомных электростанций на основе ЖСР, предлагая эффективный подход к аттестации ядерного оборудования, охватывающий всю междисциплинарную сложность, и предлагая принципы проектирования атомных электростанций с ЖСР, в которых наилучшим образом использована стратегия аттестации ядерного оборудования. Это может практически исключить усложненные промежуточные этапы, которые являютсяThe present invention develops an approach to minimizing the time-to-market for NSR nuclear power plants, proposing an efficient nuclear equipment qualification approach covering all interdisciplinary complexity, and proposing principles for the design of NSR nuclear power plants that best utilize the nuclear equipment qualification strategy. This can virtually eliminate the complicated intermediate steps that are

- 1 043120 как дорогостоящими, так и времязатратными. Это сочетание эффективного пути аттестации ядерного оборудования и проекта, который близко соответствует такой аттестации, может привести к тому, что жидкосолевые атомные электростанции станут серийно производиться в пределах 15-летнего периода времени, что значительно короче, чем 20-30 лет, которые в настоящее время считаются реалистичными. Эта оценка подразумевает жизнеспособность технологии ЖСР, которую можно считать доказанной за счет успешной эксплуатации в 50-е и 60-е гг. в США.- 1 043120 both costly and time consuming. This combination of an efficient nuclear qualification path and a design that closely matches such qualification could result in liquid-salt nuclear power plants being mass-produced within a 15-year time period, much shorter than the 20-30 years that are currently available. considered realistic. This assessment implies the viability of the ZhSR technology, which can be considered proven through successful operation in the 50s and 60s. in USA.

Жидкосолевые ядерные реакторы ранее были описаны, например, в US 2015/0243376, US 2017/0117065, WO 2017/098228, GB 2508537, WO 2017/070791.Liquid-salt nuclear reactors have previously been described, for example, in US 2015/0243376, US 2017/0117065, WO 2017/098228, GB 2508537, WO 2017/070791.

В жидкосолевых реакторах состав топлива-теплоносителя может быть отрегулирован, а следовательно, кондиционирован в ходе работы. Это не относится к конструкционным материалам и конструктивным компонентам в первичной системе известных ЖСР. Взаимодействие между топливомтеплоносителем и компонентами и материалами первичных систем, а также интенсивные поля облучения, воздействию которых будут подвергаться первичные материалы и компоненты, являются главными проблемами. Необходимы или должны быть испытаны материалы, которые могут выдерживать эти суровые условия в течение обычно предусматриваемого для атомных электростанций срока службы в 4060 лет. Многие предварительные концептуальные проекты ЖСР либо пренебрегают этим аспектом, либо включают в себя некоторый вид барьера для радиационной защиты или слой расходуемого материала для защиты первичного материала от вызываемого излучением разрушения и химического взаимодействия с солями.In molten-salt reactors, the composition of the coolant fuel can be adjusted and, consequently, conditioned during operation. This does not apply to structural materials and structural components in the primary system of the known LSRs. The interaction between the heat transfer fuel and the components and materials of the primary systems, as well as the intense irradiation fields to which the primary materials and components will be exposed, are major concerns. Materials are needed or must be tested that can withstand these harsh conditions for the 4,060 years normally envisaged for nuclear power plants. Many of the GSR's preliminary concept designs either neglect this aspect or include some form of radiation shielding barrier or sacrificial material layer to protect the primary material from radiation-induced degradation and chemical interaction with salts.

Одна из этих конструкций ЖСР описана в US 2999057. В US 2999057 петлевая конструкция используется для комплектного ядерного реактора, в котором несколько отдельных потоков жидкости подают в активную зону реакции и выводят из нее, подвергают циркуляции и подают обратно в активную зону или замедлитель. Конструкция такова, что замедлитель содержит некоторое число каналов, причем потоки жидкости подают в нижнюю часть замедлителя и выводят в его верхней части в виде одиночного потока. Вся установка представляет собой полностью фиксированную (неизменяемую) конструкцию.One of these HSR designs is described in US 2999057. In US 2999057 a loop design is used for a complete nuclear reactor in which several separate fluid streams are fed into and out of the reaction core, circulated and fed back into the core or moderator. The design is such that the moderator contains a number of channels, and fluid flows are fed into the lower part of the moderator and output in its upper part in the form of a single stream. The entire installation is a completely fixed (unchangeable) structure.

В US 2009/0279658 также раскрыт жидкосолевой реактор с конструкцией двухжидкостного реактора. Данная конструкция, как правило, представляет собой наполненную солевым расплавом емкость, в которой присутствуют отдельные трубки в неизменяемой конфигурации, через которые также прокачивают жидкосолевое топливо. Размеры трубок и содержание делящихся веществ таковы, что каждая трубка является подкритической, а критичность достигается только тогда, когда трубки приближены друг к другу. Конструкция является фиксированной (неизменяемой) конструкцией, состоящей из одной крупной емкости/защитной оболочки, в которой трубки с циркулирующей солью расположены в неизменяемой конфигурации, без возможности удаления и замены находящихся в активной зоне компонентов. Емкость имеет одиночный вход и выход солевого расплава.US 2009/0279658 also discloses a molten salt reactor with a two-fluid reactor design. This design, as a rule, is a container filled with molten salt, in which there are separate tubes in an unchanged configuration, through which liquid salt fuel is also pumped. The tube sizes and fissile content are such that each tube is subcritical, and criticality is only achieved when the tubes are close together. The structure is a fixed (unchangeable) structure consisting of one large vessel/containment in which the circulating salt tubes are located in a fixed configuration, without the possibility of removal and replacement of components located in the core. The tank has a single inlet and outlet of the molten salt.

В US 3403076 описан неизменяемый жидкосолевой размножитель топлива, в котором предусмотрены графитовые топливные элементы с вертикально расположенными каналами, через которые можно прокачивать жидкосолевое топливо, заключенные в бланкет с солевым расплавом в качестве теплообменника. Эта система имеет одну единственную крупную реакторную емкость, работающую под давлением, а в графитовые топливные элементы подают солевой расплав через одиночный вход и выход.US 3,403,076 describes a fixed molten salt fuel breeder which provides graphite fuel cells with vertically arranged channels through which molten salt fuel can be pumped, enclosed in a molten salt blanket as a heat exchanger. This system has one single large pressurized reactor vessel, and the graphite fuel cells are supplied with molten salt through a single inlet and outlet.

В GB 2073938 показаны наполненная солевым расплавом одиночная реакторная емкость и защитная оболочка, через которую проходит система труб с жидкосолевым топливом. Эта одиночная защитная оболочка снабжается солью через одиночный вход и выход.GB 2073938 shows a single reactor vessel filled with molten salt and a containment through which a molten salt fuel pipe system passes. This single containment is supplied with salt through a single inlet and outlet.

Все эти конфигурации сходны тем, что вся установка является неизменяемой (фиксированной). Трубки или топливные элементы, транспортирующие жидкосолевое топливо, помещены в критической конфигурации и размещены в охватывающей крупной реакторной емкости/защитной оболочке с одиночным входом и выходом соли, при циркуляции первичной или бланкетной соли в объеме реакторной емкости или в трубках или топливных элементах по центру.All of these configurations are similar in that the entire installation is immutable (fixed). Tubes or fuel elements transporting liquid salt fuel are placed in a critical configuration and placed in an enclosing large reactor vessel / containment with a single salt inlet and outlet, with primary or blanket salt circulating in the volume of the reactor vessel or in tubes or fuel elements in the center.

В общем, в концепциях реакторов, в которых приняты разработанные в уровне техники жидкие топливо-теплоноситель, использован и рекомендован относительно большой и неразделенный (цельный) объем соли, заполняющий активную зону системы и вспомогательные трубопроводы и оборудование. Это создает ряд проблем, связанных с реализуемостью этих видов систем. Для сохранения защитной оболочки ядерного материала требуется крупная охватывающая емкость. Эти крупные емкости сложны в изготовлении и обращении, дороги, не являются (легко) сменными, не являются (легко) выгружаемыми после использования. Концепция глубокоэшелонированной защиты является краеугольным камнем философии ядерной безопасности и подчеркивает необходимость использования множественных барьеров во избежание высвобождения содержащегося в них запаса ядерного источника. Одна емкость, содержащая все топливо, максимально увеличивает запас источника в одной защитной оболочке и образует одну единственную первую линию защиты от высвобождения. После использования крупная емкость загрязняется и может быть активирована нейтронами, что само по себе является серьезной проблемой с точки зрения отходов. Тем более, если емкость и подсоединенные к ней компоненты все еще наполнены высокоактивными и токсичными отходами топлива-теплоносителя. Транспортировка, хранение и захоронение этого объема затруднены из-за размера и потенциальной опасности радиоактивного воздейстIn general, reactor concepts adopting state of the art coolant fuels use and recommend a relatively large and undivided (solid) volume of salt filling the system core and auxiliary piping and equipment. This creates a number of problems related to the feasibility of these types of systems. A large containment vessel is required to maintain the containment of nuclear material. These large containers are difficult to manufacture and handle, are expensive, are not (easily) replaceable, and are not (easily) unloaded after use. The concept of defense in depth is the cornerstone of the philosophy of nuclear safety and emphasizes the need to use multiple barriers to prevent the release of the stored nuclear source. One container containing all of the fuel maximizes the supply of the source in one containment and forms one single first line of defense against release. After use, a large container becomes contaminated and can be activated by neutrons, which in itself is a serious problem in terms of waste. Especially if the tank and the components connected to it are still filled with highly active and toxic waste heat transfer fuel. Transportation, storage and disposal of this volume is difficult due to the size and potential danger of radioactive impact.

- 2 043120 вия. Крупная емкость, образующая защитную оболочку, усложняет замену компонентов активной зоны, поскольку емкость должна обеспечивать открывание и поступление вовнутрь, а также извлечение и введение компонентов. Компоненты и материалы активной зоны в системах на основе топливатеплоносителя, как правило, сильно страдают от радиационного повреждения при экстремальных температурных и химических (коррозионных) условиях. Удобная замена материалов и компонентов активной зоны значительно ускорит внедрение этих систем, поскольку материалы, которые могут выдержать суровые условия в критической зоне систем на основе топлива-теплоносителя в течение продолжительного периода времени, еще не найдены или не разработаны.- 2 043120 Viya. The large container forming the containment complicates the replacement of the core components, since the container must be able to open and enter, as well as extract and insert components. Core components and materials in coolant fuel systems typically suffer severe radiation damage under extreme temperature and chemical (corrosive) conditions. The convenient exchange of materials and core components will greatly accelerate the implementation of these systems, since materials that can withstand the harsh conditions in the critical zone of coolant fuel systems for an extended period of time have not yet been found or developed.

Авторы настоящего изобретения теперь, по существу, нашли усовершенствованную конструкцию для контура жидкосолевого ядерного реактора. Усовершенствованная конструкция обеспечивает большую гибкость, например, тем, что одиночный контур можно построить и протестировать перед сборкой в комплектный ядерный реактор. Контур сконструирован так, что его можно размещать и извлекать из реактора или замедлителя без разборки всего реактора или без воздействия (разборкой, удалением) на другие контуры в реакторе.The present inventors have now essentially found an improved design for the molten salt nuclear reactor loop. The advanced design provides more flexibility, for example, in that a single circuit can be built and tested before being assembled into a complete nuclear reactor. The circuit is designed so that it can be placed in and removed from the reactor or moderator without dismantling the entire reactor or without affecting (disassembling, removing) other circuits in the reactor.

Фундаментальный выбор, сделанный авторами изобретения, состоит в секционировании жидкосолевого топлива-теплоносителя на отдельные, индивидуальные и независимые модули, размещенные в такой совокупности, где можно поддерживать стабильную ядерную реакцию деления в области активной зоны, состоящей из частей активной зоны из модулей. Каждый модуль обладает независимой функциональностью и имеет свой собственный насос, теплообменник и блоки обработки. Каждый модуль представляет собой автономную систему со своей собственной (двойной) защитной оболочкой. Модули можно соединять лишь через систему(ы) вторичного неядерного теплоносителя или другие вторичные системы. А значит, модули не имеют общего солевого расплава или ядерного материала, причем каждый модуль снабжен своим индивидуальным количеством солевого расплава и ядерного материала. Каждый модуль сам по себе является отдельным ядерным реактором, но еще может достигать критичности лишь после того, как два или более модулей размещены поблизости друг от друга.The fundamental choice made by the inventors is to partition the molten salt coolant fuel into separate, individual and independent modules placed in such an assembly that it is possible to maintain a stable nuclear fission reaction in the core region, consisting of core parts from modules. Each module has independent functionality and has its own pump, heat exchanger and processing units. Each module is a self-contained system with its own (double) containment. The modules may only be connected via secondary non-nuclear coolant system(s) or other secondary systems. This means that the modules do not have a common molten salt or nuclear material, and each module is provided with its own individual amount of molten salt and nuclear material. Each module is a separate nuclear reactor in itself, but can only reach criticality when two or more modules are placed in close proximity to each other.

Модули размещаются поблизости друг от друга таким образом, чтобы их можно было легко удалять. Каждый модуль или контур является независимо извлекаемым из ядерного реактора. Пример приведен на фиг. 6 и 7. Конструкция (примерная - цилиндрическая) модуля позволяет размещать их бок о бок, тогда как удаление одного модуля из массива можно осуществлять, например, путем поднятия или опускания соответствующего модуля.The modules are placed close to each other so that they can be easily removed. Each module or circuit is independently extractable from the nuclear reactor. An example is shown in FIG. 6 and 7. The design (approximately cylindrical) of the module allows them to be placed side by side, while the removal of one module from the array can be done, for example, by raising or lowering the corresponding module.

В целом, изобретение относится к ядерному реактору, содержащему контуры ядерного реактора, контуру ядерного реактора и способам эксплуатации ядерного реактора и контура ядерного реактора.In general, the invention relates to a nuclear reactor comprising nuclear reactor circuits, a nuclear reactor circuit, and methods for operating a nuclear reactor and a nuclear reactor circuit.

Контур ядерного реактора по изобретению представляет собой не традиционную реакторную емкость ЖСР, наполненную солью, а конфигурацию из трубопроводов, пучков труб или снабженных каналами блоков/цилиндров, через которые осуществляется циркуляция соли по индивидуальным и независимым контурам. Индивидуальные контуры ядерного реактора и контуры солевого расплава в нем не связаны друг с другом или не соединены друг с другом контуром бланкетной соли.The nuclear reactor loop of the invention is not a traditional salt-filled reactor vessel, but a configuration of pipes, tube bundles, or channeled blocks/cylinders through which the salt is circulated in individual and independent circuits. The individual circuits of a nuclear reactor and the salt melt circuits in it are not connected to each other or are not connected to each other by a blanket salt circuit.

Индивидуальные контуры ядерного реактора являются независимыми друг от друга и могут эксплуатироваться независимо.The individual circuits of a nuclear reactor are independent of each other and can be operated independently.

В этом состоит различие с установками уровня техники, в которых жидкосолевые контуры представляют собой одну систему, где они соединены друг с другом центральной системой циркуляции первичной или бланкетной соли. Жидкосолевая установка уровня техники обычно бывает неразделенной. Таким образом, концепция ядерного реактора по изобретению представляет собой модульную концепцию. Идивидуализированные (обособленные) контуры или модули ядерного реактора, которые сконструированы по отдельности, и модульные солевые петли, размещенные поблизости от них, все еще не имеют общей системы труб, солевого расплава или топлива. Каждый модуль содержит свои собственные солевой расплав, топливо и систему труб. Каждый модуль представляет собой отдельный отсек ядерного реактора.This is in contrast to prior art installations in which the molten salt circuits are one system, where they are connected to each other by a central primary or blanket salt circulation system. The slurry plant of the prior art is usually undivided. Thus, the concept of a nuclear reactor according to the invention is a modular concept. Individualized (isolated) circuits or modules of a nuclear reactor, which are designed separately, and modular salt loops placed in their vicinity, still do not have a common system of pipes, molten salt or fuel. Each module contains its own molten salt, fuel and piping system. Each module is a separate compartment of a nuclear reactor.

В US 2999057, например, на фиг. 6 показана установка, в которой трубопроводы сходятся близко друг к другу с образованием активной зоны, а затем расходятся. Однако вся установка остается фиксированной (неизменяемой), и ее нельзя удалить из реактора без полной разборки реактора.In US 2999057, for example, in FIG. 6 shows an installation in which the pipelines converge close together to form a core and then diverge. However, the entire installation remains fixed (unchangeable) and cannot be removed from the reactor without complete dismantling of the reactor.

Подход с модульной активной зоной по настоящему изобретению дает следующие преимущества:The modular core approach of the present invention offers the following advantages:

Каждый модуль сохраняет по меньшей мере две защитные оболочки (т.е. две линии защиты), а целостность их обоих можно непрерывно контролировать, измеряя содержание продукта деления в газе, протекающем в промежутке между первой и второй защитными оболочками, и в теплоносителе снаружи от второй защитной оболочки.Each module retains at least two containment shells (i.e. two lines of defense), and the integrity of both of them can be continuously monitored by measuring the content of fission product in the gas flowing in the gap between the first and second containment shells, and in the coolant outside of the second protective shell.

Мониторинг защитной оболочки позволяет использовать отсоединяемые компоненты первичной защитной оболочки. Обычно, целостность первичной границы обеспечивают путем сварки или пайки с превращением первичной границы в одну единственную деталь, не оставляя никаких сомнений в том, что защитная оболочка закрыта. При мониторинге целостности защитной оболочки можно допустить отсоединение компонентов.Containment monitoring allows the use of detachable primary containment components. Typically, the integrity of the primary boundary is ensured by welding or soldering, turning the primary boundary into a single piece, leaving no doubt that the containment is closed. When monitoring containment integrity, components can be allowed to become detached.

Каждый модуль содержит часть общего объема топлива-теплоносителя, т.е. уменьшается запас ис- 3 043120 точника деления на защитную оболочку.Each module contains a part of the total coolant fuel volume, i.e. the stock of fission source per containment decreases.

Каждый модуль содержит подкритическое количество топлива-теплоносителя, которое не может привносить критичность на уровне модуля. Реакция деления может начаться и поддерживаться только при размещении модулей в конкретной конфигурации, с топливом-теплоносителем множественных скомбинированных модулей.Each module contains a subcritical amount of coolant fuel that cannot introduce criticality at the module level. The fission reaction can only be initiated and sustained by placing the modules in a particular configuration, with the fuel-coolant of multiple combined modules.

Когда модуль выходит из строя, топливо-теплоноситель в этом модуле может быть пассивно отведено из области критической активной зоны, и критичность во всей активной зоне снижается или прекращается, тогда как на функциональность остальных модулей это не влияет.When a module fails, the coolant fuel in that module can be passively diverted from the critical core area, and criticality in the entire core is reduced or terminated, while the functionality of the remaining modules is not affected.

Исключаются крупные компоненты, что снижает стоимость, облегчает обращение, транспортировку (при разумных размерах контейнера) и замену. Например, крупные части или модули целиком можно извлекать и заменять, не только обеспечивая возможность продления срока службы системы путем замены, но и обеспечивая введение новых модулей с улучшенными техническими характеристиками или другого топлива-теплоносителя.Large components are eliminated, which reduces cost, facilitates handling, transportation (with reasonable container sizes) and replacement. For example, large parts or entire modules can be removed and replaced, not only allowing the life of the system to be extended by replacement, but also allowing for the introduction of new, improved modules or other coolant fuel.

Поскольку общий запас топлива-теплоносителя подразделен по модулям, с объемом отходов топлива-теплоносителя имеют дело на уровне модуля, т.е. подвергают транспортировке поддающиеся управлению объемы, которые могут быть далее переработаны в отдельном месте.Since the total supply of coolant fuel is subdivided into modules, the amount of waste coolant fuel is dealt with at the module level, i. controllable volumes are transported, which can be further processed at a separate location.

Модули в реакторе можно помещать в реактор и извлекать из него без сложной разборки всего реактора. Замена модулей может быть достигнута путем подъема или опускания модулей из составляющего реактор массива модулей и требует лишь разъединения вторичных соединений, таких как контрольноизмерительные приборы, электропитание, вторичные теплообменники и т.д.The modules in the reactor can be placed in and removed from the reactor without complex disassembly of the entire reactor. Module replacement can be achieved by raising or lowering modules from the array of modules that make up the reactor and only requires disconnecting secondary connections such as instrumentation, power, secondary heat exchangers, etc.

Подход с модульной активной зоной приводит к конфигурации активной зоны, близкой к оптимальной с точки зрения нейтронной физики, поскольку конфигурация определяется практическими конструкционными соображениями на уровне модуля, например, заменяемостью и возможностью введения защитных оболочек на модуль в критической активной зоне. Авторы изобретения отдали приоритет ядерной безопасности, поскольку она является необходимым условием для того, чтобы системы топливатеплоносителя стали практически реализуемыми. Несмотря на то, что этот подход ограничивает возможности оптимизации конфигурации активной зоны для максимальной экономии нейтронов, использование топлива-теплоносителя дает преимущества, связанные с компенсацией недостатков экономии нейтронов выбранного модульного подхода. Использование топлива-теплоносителя дает потенциальную возможность более высокой эффективности нейтронов, чем в твердотопливных реакторах, особенно в случае нежелательного поглощения нейтронов, продукты деления в топливе-теплоносителе можно эффективно и оперативно удалять. Системы топлива-теплоносителя обладают низким давлением, а значит, защитные оболочки можно оставить относительно тонкими, поскольку они в основном служат в качестве барьера для жидкости и газа низкого давления. Поэтому негативное влияние на характеристики активной зоны, вызванное поглощением нейтронов материалами защитной оболочки в области активной зоны реактора, может быть минимизировано при оптимизации безопасности и относительно быстрых сроках разработки, лицензирования, утверждения и внедрения.The modular core approach results in a core configuration that is close to optimal from a neutron physics point of view, since the configuration is determined by practical design considerations at the module level, such as interchangeability and the possibility of inserting containments on the module in the critical core. The inventors have prioritized nuclear safety as it is a necessary condition for fuel coolant systems to become practicable. Although this approach limits the scope for optimizing the core configuration for maximum neutron savings, the use of a coolant fuel offers advantages in offsetting the shortcomings in neutron savings of the chosen modular approach. The use of a coolant fuel offers the potential for higher neutron efficiency than in solid fuel reactors, especially in the case of undesired neutron absorption, fission products in the coolant fuel can be efficiently and quickly removed. Heat transfer fuel systems are low pressure, which means containments can be left relatively thin as they primarily serve as a barrier to low pressure liquid and gas. Therefore, the negative impact on core performance caused by neutron absorption by containment materials in the reactor core area can be minimized by optimizing safety and relatively fast development, licensing, approval, and implementation times.

Установка контура ядерного реактора по изобретению (представляющего собой одиночные трубопроводы, множественные трубопроводы, пучки труб или снабженные каналами блоки/цилиндры) позволяет проводить ядерные испытания и аттестацию системы контура при одноконтурной системе на подходящем оборудовании для проведения испытаний ядерного реактора.The installation of a nuclear reactor loop of the invention (whether single piping, multiple piping, tube bundles or channeled blocks/cylinders) allows nuclear testing and loop system qualification in a single loop system on suitable nuclear reactor test equipment.

В одном аспекте контур ядерного реактора по изобретению содержит петлю, которая способна содержать ядерное топливо и/или обеспечивать его циркуляцию. Петля содержит канал, необязательно практически прямой, в практически вертикальном расположении. Канал обеспечивает проход вверх и вниз для жидкости в петле.In one aspect, the nuclear reactor loop of the invention comprises a loop that is capable of containing and/or circulating nuclear fuel. The loop contains a channel, optionally substantially straight, in a substantially vertical arrangement. The channel provides an up and down passage for fluid in the loop.

Индивидуальный жидкосолевой ядерный контур или его соответствующую разновидность можно помещать в поле облучения существующего реактора (например, подходящего реактора для испытания материала) и, таким образом, можно использовать для конструирования, разработки, испытания и сертификации материалов и компонентов для контура жидкосолевого ядерного реактора.An individual molten salt nuclear loop, or an appropriate variation thereof, may be placed in the irradiation field of an existing reactor (e.g., a suitable material testing reactor) and thus may be used to design, develop, test, and certify materials and components for a molten salt nuclear reactor loop.

Индивидуальный жидкосолевой ядерный контур можно использовать в качестве компонента жидкосолевого ядерного реактора, который, в свою очередь, составлен из множества таких индивидуальных контуров.An individual molten salt nuclear loop can be used as a component of a molten salt nuclear reactor, which in turn is composed of a plurality of such individual loops.

В другом аспекте изобретение относится к ядерному реактору, который содержит один или более контуров по изобретению. Ядерный реактор, содержащий один контур, можно использовать для проверки и испытания контура. Множество контуров могут быть скомбинированы с образованием жидкосолевого ядерного реактора, основанного на индивидуальных жидкосолевых контурах.In another aspect, the invention relates to a nuclear reactor, which contains one or more circuits according to the invention. A nuclear reactor containing a single loop can be used to test and test the loop. A plurality of loops can be combined to form a molten salt nuclear reactor based on individual molten salt loops.

Ядерный реактор содержит область активной зоны и область оболочки. Область активной зоны окружена областью оболочки. В ядерном реакторе предусмотрено множество контуров ядерного реактора. Каждый контур ядерного реактора в ядерном реакторе содержит петлю, которая содержит один или более каналов.A nuclear reactor contains a core area and a cladding area. The core area is surrounded by the shell area. In a nuclear reactor, a plurality of nuclear reactor circuits are provided. Each nuclear reactor circuit in a nuclear reactor contains a loop that contains one or more channels.

Петля способна содержать жидкость, содержащую воспроизводящий и/или делящийся материалы. Один или более резервуаров для жидкости расположены, необязательно разъемно, в соединении с петлейThe loop is capable of containing a fluid containing fertile and/or fissile materials. One or more fluid reservoirs are located, optionally releasably, in connection with the loop

- 4 043120 и способны содержать жидкость, содержащую воспроизводящие и/или делящиеся материалы. Каналы упомянутого множества контуров расположены в области активной зоны. Расположение каналов в активной зоне образует критическую зону ядерного реактора, поддерживающую ядерную реакцию деления.- 4 043120 and are capable of containing a liquid containing fertile and/or fissile materials. The channels of the said plurality of circuits are located in the region of the active zone. The location of the channels in the core forms the critical zone of a nuclear reactor that supports the nuclear fission reaction.

Каналы множественных индивидуальных контуров могут быть размещены в критической конфигурации, в изначально безопасной и эффективной конфигурации для разработки и эксплуатации жидкосолевого ядерного реактора. Каждый из индивидуальных контуров содержит подкритическое количество ядерного топлива. Каналы каждой конфигурации индивидуального контура могут содержать подкритическое количество ядерного топлива.Channels of multiple individual loops can be placed in a critical configuration, in an inherently safe and efficient configuration for the development and operation of a molten salt nuclear reactor. Each of the individual circuits contains a subcritical amount of nuclear fuel. The channels of each individual loop configuration may contain a subcritical amount of nuclear fuel.

Ядерный реактор, построенный из индивидуальных контуров, обеспечивает гибкость топливного цикла (контуры могут содержать различные сочетания топлив/солей, или сочетания топлив/солей могут быть изменены), причем первичные компоненты контуров, а значит, и ядерного реактора являются заменяемыми (сменными). При наличии контура и реакторов, в которых первичные компоненты являются заменяемыми (сменными), срок службы реактора может быть продлен, и им можно надежно управлять. Контуры ядерного реактора и построенные из них реакторы также позволяют проводить дополнительную оптимизацию, поскольку компоненты системы могут быть заменены новыми и усовершенствованными компонентами. Конструкция контуров такова, что элементы контуров могут быть испытаны и сертифицированы по отдельности. Конструкция контура ядерного реактора (или петли), а также ядерного реактора, который построен из этих петель, демонстрирует улучшенный профиль безопасности, поскольку такая конфигурация обеспечивает конструкцию, при которой ядерный реактор прекращает функционирование, когда один или более жидкосолевых ядерных контуров отклоняется от его желаемой функции.A nuclear reactor built from individual circuits provides fuel cycle flexibility (the circuits may contain different combinations of fuels/salts, or combinations of fuels/salts can be changed), and the primary components of the circuits, and hence the nuclear reactor, are replaceable (replaceable). By having a circuit and reactors in which the primary components are replaceable (replaceable), the lifetime of the reactor can be extended and it can be reliably controlled. Nuclear reactor loops and reactors built from them also allow for further optimization as system components can be replaced with new and improved components. The design of the circuits is such that the elements of the circuits can be individually tested and certified. The design of the nuclear reactor circuit (or loop), and the nuclear reactor that is built from these loops, exhibits an improved safety profile, since such a configuration provides a design in which the nuclear reactor ceases operation when one or more molten nuclear nuclear circuits deviate from its desired function. .

По существу, реактор выполнен на основе множественных индивидуальных контуров, которые могут быть размещены в расположении по кругу, причем одна часть каждого контура расположена на малых радиусах (канал или горячая ветвь), создавая критическую конфигурацию, поддерживающую ядерную реакцию (критическую зону), а остальная часть контура расположена на больших радиусах, в значительной мере вне поля облучения критической зоны, в некритической конфигурации. Каналы или трубопроводы контура находятся в непосредственном контакте с солью. Каналы содержат соль и образуют критическую зону реактора за счет обеспечения надлежащих количеств делящегося материала в критической конфигурации, образованной скомбинированными каналами, и использования замедляющих материалов в случае, если целью является реактор со спектром (над-)тепловых нейтронов. Каналы подвергаются воздействию интенсивных потоков излучения. Использование труб позволяет производить замену, как только материалы достигают своих пределов с точки зрения воздействия излучения и/или воздействия соли, и их относительно легко заменить. Каналы могут представлять собой одиночные трубы или пучки труб или блоки с каналами, относительно быстро разрушающиеся из-за воздействия интенсивных потоков излучения в критической зоне реактора в сочетании с контактом с (коррозионной) солью и продуктами деления, и представляют собой относительно мелкие компоненты, которые также могут быть заменены, с повышением срока службы реактора. Несмотря на то, что замена первичных трубопроводов и каналов требует значительного развития дистанционного манипулирования, это считается более осуществимым, чем попытки найти и аттестовать материалов, которые могут выдержать условия ЖСР в течение десятилетий.Essentially, the reactor is made up of multiple individual loops that can be placed in a circular arrangement, with one part of each loop located at small radii (channel or hot leg), creating a critical configuration supporting a nuclear reaction (critical zone), and the rest part of the circuit is located at large radii, to a large extent outside the irradiation field of the critical zone, in a non-critical configuration. The channels or piping of the circuit are in direct contact with the salt. The channels contain salt and form the critical zone of the reactor by providing appropriate amounts of fissile material in the critical configuration formed by the combined channels and by using moderating materials in case the target is a reactor with a (supra-)thermal neutron spectrum. The channels are exposed to intense radiation fluxes. The use of pipes allows for replacement once the materials reach their limits in terms of exposure to radiation and/or exposure to salt, and are relatively easy to replace. The channels may be single tubes or bundles of tubes or ducted units, deteriorating relatively quickly due to the intense radiation fluxes in the critical zone of the reactor combined with contact with (corrosive) salt and fission products, and are relatively small components that also can be replaced, increasing the lifetime of the reactor. Although the replacement of primary piping and ducting requires significant development of remote manipulation, it is considered more feasible than trying to find and qualify materials that can withstand the conditions of the JSR for decades.

В качестве альтернативы, контур может быть изготовлен в вертикальном расположении, при котором каналы находятся в верхней половине контура, а другие компоненты - в нижней, например, как разъяснено на фиг. 6 и 7. При совместном размещении вертикально расположенных контуров каналы находятся в непосредственной близости друг к другу, способствуя обмену нейтронами между модулями, устанавливая критическую конфигурацию активной зоны, в которой может поддерживаться ядерная реакция деления. Удаление одного контура или деактивация контура за счет стекания солевого расплава из каналов в резервуар в нижней половине нарушает критичность реактора.Alternatively, the loop can be made in a vertical arrangement with channels in the top half of the loop and other components in the bottom half, for example as explained in FIG. 6 and 7. When stacked vertically, the channels are in close proximity to each other, facilitating the exchange of neutrons between modules, establishing a critical core configuration in which a nuclear fission reaction can be maintained. The removal of one loop or the deactivation of the loop due to the draining of the salt melt from the channels into the tank in the lower half violates the criticality of the reactor.

Ядерный реактор содержит множество отдельных и индивидуальных контуров или модулей ядерного реактора, причем каждый модуль содержит жидкость-солевой расплав и воспроизводящие или делящиеся материалы в качестве ядерного топлива в некритическом количестве в качестве первичной системы, причем каждый модуль соединен со вторичной системой реактора, причем каждый модуль расположен в реакторе в некой конфигурации с другими модулями, причем каждый модуль помещен в поток нейтронов одного или более других модулей, причем упомянутое множество модулей содержат критическое количество воспроизводящих и/или делящихся материалов при их комбинировании и размещении в упомянутой конфигурации и в потоке нейтронов упомянутых одного или более других модулей, причем каждый модуль по отдельности является удаляемым из реакторной установки путем отсоединения (частей) модуля от вторичной системы при сохранении конфигурации других модулей в реакторе, причем первичная система модуля содержит насос, первичный теплообменник и первичное средство обработки, такое как дренажный резервуар, либо отдельный, либо встроенный в контур, причем вторичная система содержит вторичное средство управления и вторичные теплообменники, не относящийся к выработке ядерной энергии, которые могут обмениваться теплом с первичными тепло- 5 043120 обменниками модулей.A nuclear reactor comprises a plurality of separate and individual nuclear reactor circuits or modules, each module containing a molten salt liquid and fertile or fissile materials as nuclear fuel in a non-critical amount as a primary system, each module being connected to a secondary reactor system, each module located in the reactor in a certain configuration with other modules, each module is placed in the neutron flux of one or more other modules, and the said plurality of modules contain a critical amount of fertile and/or fissile materials when combined and placed in said configuration and in the neutron flux of said one or more other modules, each module being individually removable from the reactor plant by disconnecting (parts of) the module from the secondary system while maintaining the configuration of the other modules in the reactor, the module's primary system comprising a pump, a primary heat exchanger, and a primary treatment means such as a drain tank , either separate or built into the loop, the secondary system comprising a secondary control and non-nuclear secondary heat exchangers capable of exchanging heat with the primary heat exchangers of the modules.

В вариантах осуществления модули могут обладать вертикально удлиненной многоугольной или цилиндрической формой. В вариантах осуществления первичная система представляет собой (замкнутую) петлю в вертикальной конфигурации в модуле. В вариантах осуществления модули, содержащие петли с солевым расплавом, размещены преимущественно в верхней половине вертикально удлиненной многоугольной или цилиндрической формы, а дополнительный элемент первичной системы, такой как насос, первичный теплообменник и первичное средство обработки, такое как дренажный резервуар, размещены в нижней половине. Когда модули размещены в конфигурации, конфигурация позволяет помещать петлю с расплавленными солями одного модуля в поток нейтронов от других модулей для достижения критической конфигурации для поддержания ядерной реакции и выработки энергии.In embodiments, modules may have a vertically elongated polygonal or cylindrical shape. In embodiments, the primary system is a (closed) loop in a vertical configuration in a module. In embodiments, modules containing molten salt loops are located predominantly in the upper half of the vertically elongated polygonal or cylindrical shape, and an additional element of the primary system, such as a pump, a primary heat exchanger, and a primary treatment means, such as a drain tank, are located in the lower half. When modules are placed in a configuration, the configuration allows the molten salt loop of one module to be placed in the neutron flux from other modules to achieve a critical configuration to sustain the nuclear reaction and generate power.

В дополнительном аспекте изобретение относится к способу эксплуатации контура ядерного реактора путем размещения канала контура ядерного реактора или репрезентативной разновидности контура ядерного реактора вблизи активной зоны другого ядерного реактора так, чтобы канал контура подвергался воздействию потока нейтронов реактора. Это позволяет моделировать эксплуатацию контура в ядерном реакторе, составленном из множества контуров реактора, с целью проведения испытаний, определения характеристик и аттестации материалов контура, текучих сред контура и компонентов контура, в репрезентативной среде испытаний, включая междисциплинарную сложность ЖСР.In a further aspect, the invention relates to a method of operating a nuclear reactor loop by placing a nuclear reactor loop duct, or a representative variation of a nuclear reactor loop, near the core of another nuclear reactor such that the loop duct is exposed to the reactor's neutron flux. This allows the simulation of the operation of a loop in a nuclear reactor composed of multiple reactor loops to test, characterize, and qualify loop materials, loop fluids, and loop components, in a representative test environment, including the interdisciplinary complexity of the LSR.

В дополнительном аспекте изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора, который включает этапы обеспечения ядерного реактора, содержащего контуры ядерного реактора по изобретению и, возможно, замедлитель (нейтронов). Способ дополнительно включает обеспечение множества ядерных топлив, содержащих воспроизводящие и/или делящиеся материалы, и подачу упомянутого множества ядерного топлив в упомянутое множество контуров. Ядерное топливо в части каналов или во всех каналах, а также конфигурация материалов замедлителя и/или каналов создают критическую зону, в которой может поддерживаться ядерная реакция деления. Способ по изобретению обеспечивает возможность того, что контуры по настоящему изобретению можно использовать в ядерном реакторе по самым разным назначениям, некоторые из которых состоят в генерировании энергии, использовании в качестве средства воспроизводства путем использования нейтронов/поглощения нейтронов для преобразования воспроизводящих элементов в делящиеся элементы, с генерированием тем самым ядерного топлива, и/или генерировании изотопов и материалов для других применений и их сочетаний. Модульная конструкция ядерного реактора с ядерными контурами по изобретению предусматривает, что работу ядерного реактора можно использовать для удовлетворения различных потребностей в один и тот же или последовательные промежутки времени без серьезных изменений конфигурации реактора, но путем изменения индивидуальных контуров и/или изменения жидкостей, содержащихся в контурах, и/или изменения замедляющих материалов.In a further aspect, the invention relates to a method for operating a nuclear reactor which includes the steps of providing a nuclear reactor comprising the nuclear reactor circuits of the invention and possibly a moderator (neutrons). The method further includes providing a plurality of nuclear fuels containing fertile and/or fissile materials and supplying said plurality of nuclear fuels to said plurality of circuits. The nuclear fuel in some or all of the channels and the material configuration of the moderator and/or channels create a critical zone in which a nuclear fission reaction can be sustained. The method of the invention makes it possible that the circuits of the present invention can be used in a nuclear reactor for a variety of applications, some of which are power generation, use as a means of reproduction by using neutrons/neutron absorption to convert fertile elements to fissile elements, with thereby generating nuclear fuel, and/or generating isotopes and materials for other uses and combinations thereof. The modular design of a nuclear reactor with nuclear loops according to the invention provides that the operation of a nuclear reactor can be used to meet different needs at the same or consecutive times without major changes in the configuration of the reactor, but by changing the individual loops and/or changing the liquids contained in the loops. , and/or changes in retarding materials.

Краткое описание фигурBrief description of the figures

Фиг. 1 показывает схематическое представление вида сверху ядерного реактора, в котором каналы размещены в активной зоне реактора.Fig. 1 shows a schematic top view of a nuclear reactor in which channels are placed in the reactor core.

Фиг. 1A показывает схематическое представление вида сверху четырех индивидуальных контуров (разделенных схематическими пунктирными линиями) с каналами, расположенными в точках пирогоподобного представления. Будучи размещенным в реакторе, канал (4) представляет собой участок контура ядерного реактора, находящийся в непосредственной близости к другим отдельным контурам ядерного реактора, которые вместе образуют активную зону ядерного реактора, генерируя комбинированный критический баланс нейтронов за счет их индивидуальных (подкритических) нейтронных вкладов.Fig. 1A shows a top view schematic representation of four individual contours (separated by schematic dotted lines) with channels located at the points of the pie-like representation. Being located in the reactor, the channel (4) is a section of the nuclear reactor circuit, located in close proximity to other individual nuclear reactor circuits, which together form the nuclear reactor core, generating a combined critical balance of neutrons due to their individual (subcritical) neutron contributions.

Фиг. 2 показывает схематическое представление контура ядерного реактора.Fig. 2 shows a schematic representation of the circuit of a nuclear reactor.

Фиг. 3A-C показывают схематическое представление контура ядерного реактора (вид сбоку), на котором канал размещен на расстоянии от линии возврата и в практически вертикальном положении. Канал содержит двунаправленный поток, установившийся в U-образной изогнутой трубке или в Uобразных изогнутых трубках в конструкции труба в трубе или в конфигурации в виде снабженного каналами блока.Fig. 3A-C show a schematic representation of the circuit of a nuclear reactor (side view), in which the channel is located at a distance from the return line and in a substantially vertical position. The channel contains bi-directional flow established in a U-shaped curved tube or U-shaped curved tubes in a pipe-in-pipe or channeled block configuration.

Фиг. 4 показывает схематическое представление компонентов и входящих-выходящих потоков контура ядерного реактора.Fig. 4 shows a schematic representation of the components and input-output streams of a nuclear reactor loop.

Фиг. 5 показывает схематическое представление вида сбоку одного контура ядерного реактора.Fig. 5 shows a schematic side view of one circuit of a nuclear reactor.

Фиг. 6 показывает схематическое представление на виде сбоку (слева) и виде сверху (справа) контура ядерного реактора в цилиндрической расстановке. В верхней части каналы расположены по кругу с вертикальными каналами с проходом вверх и вниз. Насосы, теплообменники, расширительные баки и блоки извлечения и хранения продуктов деления, а также контрольно-измерительные приборы размещены в нижней части, под каналами, вне поля потока нейтронов. На виде сверху показано предпочтительное расположение каналов с проходом вверх и вниз.Fig. 6 shows a schematic representation in side view (left) and top view (right) of the outline of a nuclear reactor in a cylindrical arrangement. In the upper part, the channels are arranged in a circle with vertical channels with a passage up and down. Pumps, heat exchangers, expansion tanks and units for extraction and storage of fission products, as well as instrumentation are located in the lower part, under the channels, outside the neutron flux field. The top view shows the preferred up and down channel arrangement.

Фиг. 7A показывает индивидуальное расположение контуров ядерного реактора (здесь 7 контуров расположены в круговой конфигурации) в одном варианте осуществления изобретения. При размещении индивидуальных контуров поблизости друг от друга каналы каждого индивидуального контура также расположены поблизости друг от друга, а критичность может быть достигнута путем подбора подходя- 6 043120 щих количества и концентрации топлива в каналах. Контуры являются удаляемыми из конфигурации.Fig. 7A shows an individual arrangement of nuclear reactor loops (here 7 loops arranged in a circular configuration) in one embodiment of the invention. When placing individual circuits close to each other, the channels of each individual circuit are also located close to each other, and criticality can be achieved by selecting the appropriate amount and concentration of fuel in the channels. Outlines are removable from the configuration.

Фиг. 7B показывает расположение контуров в реакторе в квадратной решетке.Fig. 7B shows the arrangement of loops in a square lattice reactor.

Фиг. 7C показывает вариант осуществления, в котором вокруг круговой области активной зоны реактора расположено некоторое число чередующихся контуров, которые могут либо вносить вклад в реакцию деления в области активной зоны, либо выполнять другую функцию, такую как генерирование топлива путем воспроизводства или нейтронной активации с использованием нейтронов, выходящих из активной зоны радиально. В случае, когда нейтроны в основном поглощаются, а не генерируются периферийными контурами, они образуют так называемую область оболочки (или бланкета) реактора.Fig. 7C shows an embodiment in which a number of alternating loops are located around the circular region of the reactor core, which can either contribute to the fission reaction in the core region or perform another function such as fuel generation by breeding or neutron activation using neutrons, emerging from the active zone radially. In the case when neutrons are mainly absorbed and not generated by peripheral circuits, they form the so-called shell (or blanket) region of the reactor.

Подробное описаниеDetailed description

Настоящее изобретение в одном аспекте относится к контуру ядерного реактора, содержащему:The present invention relates in one aspect to a nuclear reactor circuit comprising:

петлю (3), причем петля (3) способна содержать жидкость, содержащую воспроизводящие и/или делящиеся материалы в качестве ядерного топлива и, необязательно, циркулирующую, причем петля (3) содержит канал (4), предпочтительно практически прямой, который является частью петли и который расположен в практически вертикальном расположении, причем канал (4) обеспечивает проход (4a,4b) вверх и вниз для жидкости в петле.loop (3), wherein the loop (3) is capable of containing a liquid containing fertile and/or fissile materials as nuclear fuel and optionally circulating, wherein the loop (3) contains a channel (4), preferably substantially straight, which is part of the loop and which is located in a substantially vertical arrangement, the channel (4) providing an up and down passage (4a,4b) for the liquid in the loop.

Контур ядерного реактора согласно изобретению может содержать петлю (3), которая содержит канал (4) и может быть соединена с резервуаром (5) для жидкости. Петля может содержать линию (6) подвода, канал (4), линию (7) отвода, линию (8) возврата. В петле линия подвода, канал, линия отвода и линия возврата соединены и расположены с образованием петли, которая способна содержать жидкость. Жидкость может содержать воспроизводящие и/или делящиеся материалы. Резервуар для жидкости соединен с петлей и расположен и выполнен с возможностью содержать жидкость. Канал каждой петли может быть независимо размещен в практически вертикальном расположении.The nuclear reactor circuit according to the invention may comprise a loop (3) which contains a channel (4) and may be connected to a reservoir (5) for liquid. The loop may contain a supply line (6), a channel (4), a return line (7), a return line (8). In a loop, a supply line, a conduit, a return line, and a return line are connected and arranged to form a loop that is capable of containing liquid. The liquid may contain fertile and/or fissile materials. The liquid reservoir is connected to the loop and is positioned and configured to contain the liquid. The channel of each loop can be independently placed in a nearly vertical arrangement.

Выгодным признаком настоящего изобретения является размещение в индивидуальном контуре восходящего потока, реверсивного потока и нисходящего потока в канале при его установке в практически вертикальном расположении. Эта конфигурация позволяет охватывать канал защитными оболочками, которые могут быть замкнутыми на одном конце, предпочтительно верхнем, и соединены с контуром в том местоположении, где также подсоединен канал. Это позволяет удобно отсоединять, удалять и заменять защитные оболочки и канал по вертикали, через верхний отражатель и/или предназначенный для защиты от излучения экран защитной оболочки реактора. Для систем ЖСР с компонентами активной зоны, подвергающимися воздействию сочетания высоких температур, интенсивных потоков излучения и потенциально вредного химического взаимодействия с солевым расплавом и его компонентами, удобная регулярная замена материалов и компонентов активной зоны является важным аспектом для срока службы реактора и экономии.An advantageous feature of the present invention is the arrangement of upflow, reverse flow and downflow in an individual circuit in the channel when it is mounted in a substantially vertical position. This configuration allows the conduit to be surrounded by protective sheaths, which may be closed at one end, preferably the top, and connected to the loop at the location where the conduit is also connected. This allows convenient detachment, removal and replacement of the containment and the channel vertically, through the top baffle and/or radiation shield of the reactor containment. For LSR systems with core components exposed to a combination of high temperatures, intense radiation fluxes, and potentially detrimental chemical interactions with the molten salt and its components, convenient regular replacement of core materials and components is an important consideration for reactor life and economy.

Канал может быть разъемно соединен (т.е. соединен так, чтобы его можно было отсоединять, необязательно вместе с защитной оболочкой (29)). При обеспечении канала в качестве прохода вверх-вниз, подача и вывод размещаются на одной и той же стороне (верхней или нижней) контура. Это позволяет удалять контур (и/или канал) из его окружения, либо из близлежащей активной зоны реактора, где контур был размещен с тем, чтобы он облучался или взаимодействовал с излучением из ядерного реактора, либо из замедлителя в случае, если канал контура был расположен в замедлителе реактора. В таком случае удаление может быть достигнуто путем подъема или опускания (высвобожденного) канала и/или всего контура из реактора без необходимости в разборке реактора. Это обеспечивает громадное преимущество перед традиционными (жидкосолевыми) реакторами, поскольку это способствует тому, что части реактора могут быть заменены, отремонтированы или иным образом обработаны без необходимости в разборке (большой части) реактора.The channel may be releasably connected (ie connected so that it can be detached, optionally together with the protective sheath (29)). When providing a channel as an up-down passage, the supply and output are placed on the same side (top or bottom) of the loop. This allows the loop (and/or channel) to be removed from its surroundings, either from the nearby reactor core where the loop was placed so that it is exposed to or interacts with radiation from the nuclear reactor, or from the moderator if the loop channel was located in the reactor moderator. In such a case, removal can be achieved by raising or lowering the (released) channel and/or the entire circuit from the reactor without the need to dismantle the reactor. This provides a huge advantage over conventional (liquid-salt) reactors as it allows parts of the reactor to be replaced, repaired or otherwise treated without the need to dismantle (a large part of) the reactor.

Канал может быть окружен или заключен в защитную оболочку, которая также является съемной и/или заменяемой. Между защитной оболочкой и каналом может присутствовать инертный газ, который может действовать в качестве теплоизоляции, причем его можно контролировать (оперативно) для выявления утечки соли и можно использовать для нагрева (подогрева) первичных компонентов.The channel may be surrounded or enclosed in a protective sheath, which is also removable and/or replaceable. An inert gas may be present between the containment and the duct, which may act as thermal insulation, which may be monitored (operationally) to detect salt leakage and may be used to heat (warm up) the primary components.

Остальная часть контура также соответствует конструкциям с глубокоэшелонированной защитой посредством подходящих защитных слоев для предотвращения выделения радиоактивных материалов из защитных оболочек или герметичных зон. Аналогично функции защитной оболочки канала, газовые промежутки могут иметь функции обнаружения/мониторинга утечек и/или нагрева системы контура.The remainder of the circuit also conforms to defense in depth designs by means of suitable containment layers to prevent the release of radioactive material from containments or containment areas. Similar to the function of the conduit containment, the gas gaps may have the functions of detecting/monitoring leaks and/or heating the loop system.

В промежутке между отдельными (содержащимися) каналами можно устанавливать или исключать материал замедлителя для регулирования и оптимизации спектра нейтронов, приспособленного к топливному циклу, предусмотренному системой (например, простой цикл сжигания урана, или цикл воспроизводства тория-урана или урана-плутония). Для конструкции теплового реактора применение индивидуальных контуров реактора предусматривает отделение замедлителя из контакта с солью. Функциональность замедлителя и защитной оболочки для солевого расплава или функциональность направления потока солевого расплава разделены, в отличие от других известных или находящихся в разработке конструкций систем тепловых ЖСР.Between the individual (contained) channels, moderator material can be installed or omitted to adjust and optimize the neutron spectrum adapted to the fuel cycle envisaged by the system (for example, a simple uranium burn cycle, or a thorium-uranium or uranium-plutonium breeding cycle). For the design of a thermal reactor, the use of individual reactor circuits provides for the separation of the moderator from contact with the salt. The functionality of the moderator and containment for the molten salt, or the functionality of directing the flow of the molten salt, is separated, unlike other known or in-development thermal LSR system designs.

Таким образом, в другом аспекте изобретения предложен способ, в котором компоненты контура реактора удаляют путем отсоединения канала, защитной оболочки канала и/или резервуара для жидкостиThus, in another aspect of the invention, a method is provided in which components of the reactor loop are removed by detaching the conduit, conduit containment and/or liquid reservoir.

- 7 043120 от контура и удаления канала, защитной оболочки канала и/или резервуара для жидкости из контура или путем удаления всего контура из реактора. В случае, когда контур расположен в конфигурации реактора, заменяемые соединенный канал, защитную оболочку канала и резервуары для жидкости можно удалять и/или заменять из оболочки или области активной зоны реактора. В некоторых вариантах осуществления удаление канала, защитной оболочки канала и/или резервуара для жидкости из контура включает в себя удаление всего контура ядерного реактора из реактора перед удалением канала, защитной оболочки канала и/или резервуара для жидкости из контура. В других вариантах осуществления канал, защитную оболочку канала и/или резервуар для жидкости можно удалять из контура ядерного реактора в то время, как остальная часть контура ядерного реактора остается в ядерном реакторе.- 7 043120 from the loop and removing the channel, the containment of the channel and/or the liquid reservoir from the loop or by removing the entire loop from the reactor. In the case where the loop is located in a reactor configuration, the replaceable connected conduit, conduit containment, and fluid reservoirs can be removed and/or replaced from the containment or region of the reactor core. In some embodiments, removing the conduit, conduit containment, and/or fluid reservoir from the loop includes removing the entire nuclear reactor loop from the reactor prior to removing the conduit, conduit containment, and/or fluid reservoir from the loop. In other embodiments, the duct, duct containment, and/or liquid reservoir may be removed from the nuclear reactor loop while the rest of the nuclear reactor loop remains in the nuclear reactor.

Линия подвода для канала расположена на одном конце канала. Линия отвода расположена на другом конце канала. Канал имеет подающий конец (линию подвода) и выпускной конец (линию отвода), оба из которых являются частью и/или соединены с петлей так, чтобы подача жидкости в канал и выпуск ее из канала происходили на одной и той же стороне канала.The supply line for the channel is located at one end of the channel. The branch line is located at the other end of the channel. The channel has a supply end (inlet line) and an outlet end (outlet line), both of which are part of and / or connected to the loop so that the supply of liquid to the channel and its discharge from the channel occur on the same side of the channel.

Контур может содержать жидкость и обеспечивать ее циркуляцию. Контур содержит петлю, которая содержит канал (4).The circuit may contain liquid and circulate it. The contour contains a loop that contains a channel (4).

Канал (иногда идентифицируемый как горячая ветвь), употребляемый в настоящем документе, представляет собой часть контура, наиболее подверженную воздействию нейтронного излучения, вызванного ядерными реакциями деления внутри канала и/или вне каналов (при воздействии внешнего нейтронного излучения), и причем канал и текучая среда в канале нагреваются за счет ядерных реакций деления и/или ядерного нагрева (энергии, выделяющейся в материалах канала и текучей среде при поглощении излучения). Текучая среда контура течет через канал двунаправленным образом (вверх-вниз или вниз-вверх). Канал может быть выбран из одиночной трубы с проходом вверх и вниз, пучка труб, конструкции труба в трубе или снабженного каналами блока/цилиндра. Канал может обеспечивать односторонний или двусторонний поток соли. Канал может быть соединен с линией (6) подвода и линией (8) возврата, подающей жидкость в канал и выводящей жидкость из канала. Предпочтение отдается каналу, который обеспечивает двусторонний поток, такой как пучок труб, труба в трубе или снабженный каналами блок/цилиндр.The channel (sometimes identified as the hot leg) as used herein is the part of the circuit most exposed to neutron radiation caused by nuclear fission reactions inside the channel and/or outside the channels (when exposed to external neutron radiation), and where the channel and fluid in the channel are heated by nuclear fission reactions and/or nuclear heating (the energy released in the materials of the channel and the fluid upon absorption of radiation). The loop fluid flows through the channel in a bi-directional manner (up-down or down-up). The channel may be selected from a single up and down passage pipe, a bundle of pipes, a pipe-in-pipe design, or a channeled block/cylinder. The channel can provide one-way or two-way salt flow. The channel can be connected to a supply line (6) and a return line (8) supplying liquid to the channel and removing liquid from the channel. Preference is given to a conduit that provides two-way flow, such as a tube bundle, a pipe in a pipe, or a channeled block/cylinder.

Практически прямое положение канала, предпочтительно, применимо к внешнему расположению канала контура. В альтернативном варианте осуществления канал может иметь проход вверх и вниз, поворачивающий по спирали вверх (или вниз) по внешнему периметру канала и через петли спирали вниз (или вверх) до завершения прохода.The substantially straight channel position preferably applies to the outer channel position of the loop. In an alternative embodiment, the conduit may have an up and down passage spiraling up (or down) around the outer perimeter of the conduit and through the spiral loops down (or up) until completion of the passage.

Канал может соединяться на одном конце с линией подвода. На другом конце канал соединяется с линией (7) отвода. Линия отвода на одном конце соединяется с каналом. Линия отвода на другом конце соединяется с линией возврата. Линия возврата на одном конце соединяется с линией отвода. Линия возврата на другом конце соединяется с линией подвода. Данная компоновка линии подвода, канала, линии отвода и линии возврата обеспечивает замкнутый контур или петлю, как это использовано в изобретении.The channel can be connected at one end to the supply line. At the other end, the channel is connected to the outlet line (7). The branch line at one end is connected to the channel. The return line at the other end is connected to the return line. The return line is connected at one end to the return line. The return line at the other end is connected to the supply line. This arrangement of supply line, channel, return line and return line provides a closed loop or loop as used in the invention.

Обычно канал соединен на двух концах (входном и выходном) канала так, что канал является частью замкнутой петли, которая способна содержать жидкость и обеспечивать ее циркуляцию. На одном из этих концов линия подвода может присутствовать выше по потоку относительно канала, а линия отвода может быть обеспечена ниже по потоку относительно канала. Линия возврата может быть расположена ниже по потоку относительно линии отвода и выше по потоку относительно линии подвода, вследствие чего может быть обеспечена петля, содержащая канал.Typically, a conduit is connected at the two ends (inlet and outlet) of the conduit such that the conduit is part of a closed loop that is capable of containing and circulating fluid. At one of these ends, an inlet line may be present upstream of the channel, and a return line may be provided downstream of the channel. The return line may be located downstream of the return line and upstream of the supply line, whereby a loop containing a channel can be provided.

С контуром может быть соединен один или более резервуаров (5) для жидкости. Контур способен содержать жидкость. Жидкость может содержать воспроизводящие и/или делящиеся материалы. Ядерный контур по настоящему изобретению образует петлю, в которой канал может быть размещен и разнесен на некоторое расстояние от остальной части контура, таким образом, чтобы при эксплуатации канал можно было помещать в поток излучения существующего ядерного реактора (т.е. подходящего реактора для испытания материалов). Сам канал и содержимое канала могут быть подвергнуты излучению существующего (испытываемого) ядерного реактора. Другие элементы контура ядерного реактора могут быть размещены дополнительно вне потока излучения существующего реактора.One or more liquid tanks (5) can be connected to the circuit. The circuit is capable of containing liquid. The liquid may contain fertile and/or fissile materials. The nuclear circuit of the present invention forms a loop in which the conduit can be placed and spaced apart from the rest of the circuit so that in operation the conduit can be placed in the radiation flux of an existing nuclear reactor (i.e. a suitable materials testing reactor). ). The channel itself and the contents of the channel can be exposed to radiation from an existing (tested) nuclear reactor. Other elements of the nuclear reactor loop can be placed additionally outside the radiation flux of the existing reactor.

Это обеспечивает установку, в которой могут быть испытаны и аттестованы материалы и конфигурация самого контура ядерного реактора. Таким образом, контур ядерного реактора можно использовать для общего тестирования, проверки модели и аттестации новой концепции реактора путем помещения его в поток излучения испытываемого ядерного реактора. Один или более резервуаров для жидкости, соединенных с контуром, можно использовать для заполнения контура ядерного реактора, а также можно использовать для хранения содержимого жидкости.This provides a facility in which the materials and configuration of the nuclear reactor circuit itself can be tested and qualified. Thus, the loop of a nuclear reactor can be used for general testing, model validation, and validation of a new reactor concept by placing it in the radiation flux of the nuclear reactor under test. One or more liquid reservoirs connected to the loop may be used to fill the nuclear reactor loop and may also be used to store the contents of the liquid.

В одном варианте осуществления, предпочтительно, канал не содержит критического количества ядерного материала, т.е. канал является подкритическим.In one embodiment, preferably, the channel does not contain a critical amount of nuclear material, ie. the channel is subcritical.

В некоторых вариантах осуществления контур может содержать жидкость. Жидкость может содержать воспроизводящие и/или делящиеся элементы. Жидкость может представлять собой солевой расплав. Жидкость можно подвергать циркуляции через контур, например, за счет конвекции и/или с помощью насоса, встроенного в контур.In some embodiments, the loop may contain liquid. The liquid may contain fertile and/or fissile elements. The liquid may be a molten salt. The liquid may be circulated through the loop, for example by convection and/or by means of a pump built into the loop.

- 8 043120- 8 043120

Обычно, солевой расплав имеет высокий коэффициент термического расширения. Таким образом, при использовании солевого расплава в петле может происходить естественная циркуляция. Соль в канале, которая нагревается под действием реакции деления, поднимается в верхнюю часть канала или выдавливается дальше, где тепло может быть отведено из солевого расплава, например, посредством необязательного теплообменника. Солевой расплав, имеющий высокий коэффициент термического расширения, становится более плотным и движется с обратной тенденцией через линию вывода и линию возврата петли и заменяется солью, которая был нагрета в пределах активной области. По мере того, как охлажденная соль движется через контур, она проходит через критическую зону в канале, т.е. там, где она может быть подвергнута воздействию внешнего излучения. Прохождение через критическую зону генерирует тепло в солевом расплаве, заставляя его становиться менее плотным и циркулировать в верхнюю часть канала емкости, повторяя процесс. Таким образом, естественное течение вызывает циркуляцию горячей соли через контур и необязательный теплообменник, где тепло может отводиться, и приводит более холодную соль назад через область критической зоны, где она нагревается. Эта естественная циркуляция может образовывать первичный привод потока внутри контура.Typically, molten salt has a high coefficient of thermal expansion. Thus, when molten salt is used, natural circulation can occur in the loop. The salt in the channel, which is heated by the fission reaction, rises to the top of the channel or is squeezed out further where the heat can be removed from the molten salt, for example by means of an optional heat exchanger. The molten salt having a high coefficient of thermal expansion becomes denser and moves in a reverse trend through the output line and return line of the loop and is replaced by the salt that has been heated within the active region. As the chilled salt moves through the circuit, it passes through the critical zone in the channel, i.e. where it can be exposed to external radiation. Passing through the critical zone generates heat in the molten salt, causing it to become less dense and circulate to the top of the vessel channel, repeating the process. Thus, natural flow causes the hot salt to circulate through the loop and optional heat exchanger where heat can be removed, and brings the colder salt back through the critical zone region where it is heated. This natural circulation may form the primary flow drive within the loop.

Эффект естественной циркуляции в контуре может снизить потребность в задействовании насоса в петле или контура для циркуляции материала через реакционную емкость активной зоны. Насосы могут быть предусмотрены для дополнения этого эффекта естественной циркуляции и/или могут потребоваться в качестве первичной силы для циркуляции. Например, когда в контуре генерируется большое количество энергии, является предпочтительным, чтобы насос активно перемещал тепло из канала в тот участок контура, где тепло отводится.The natural circulation effect in the loop can reduce the need to operate a loop pump or loop to circulate material through the core reaction vessel. Pumps may be provided to supplement this natural circulation effect and/or may be required as a primary circulation force. For example, when a large amount of energy is generated in a loop, it is preferable that the pump actively move heat from the duct to the part of the loop where the heat is removed.

В некоторых вариантах осуществления канал размещен в практически вертикальном расположении. Практически вертикальный в данном контексте означает, что жидкость в канале может двигаться по каналу за счет конвекции и/или силы тяжести. Канал может находиться под углом к вертикали, составляющим самое большее примерно 45 градусов, предпочтительно не более примерно 20, 15 или 10 градусов. Является более предпочтительным, чтобы этот угол составлял менее примерно 5 градусов. Является предпочтительным, чтобы элементы петли и контура были выполнены и расположены таким образом, чтобы контур или обеспечивал или способствовал пассивному стеканию текучей среды в резервуар для жидкости под действием силы тяжести.In some embodiments, the channel is placed in a substantially vertical arrangement. Nearly vertical in this context means that the fluid in the channel can move through the channel due to convection and/or gravity. The channel may be at an angle to the vertical of at most about 45 degrees, preferably no more than about 20, 15, or 10 degrees. More preferably, this angle is less than about 5 degrees. It is preferred that the loop and loop elements are designed and positioned such that the loop either allows or facilitates the passive flow of fluid into the fluid reservoir under the action of gravity.

В варианте осуществления, в котором контур ядерного реактора представляет собой жидкосолевого реактор, который может содержать воспроизводящие и/или делящиеся материалы, резервуар для жидкости может быть соединен с контуром через активно или пассивно активируемый клапан или сквозной проход.In an embodiment where the nuclear reactor loop is a molten salt reactor that may contain fertile and/or fissile materials, the liquid reservoir may be connected to the loop through an actively or passively actuated valve or through passage.

Примером пассивно активируемого сквозного прохода является солевая пробка (или застывшая пробка) (11) в соединении между контуром и резервуаром для жидкости, которая обычно достигается путем активного охлаждения участка так, что солевой расплав затвердевает. Этот участок обычно бывает расположенным между петлей и резервуаром. Сразу после деактивации или устранения охлаждения или повышения температуры пробка будет плавиться, а содержимое контура будет стекать в резервуар. Солевая пробка обычно применима в случае перегрева контура ядерного реактора, и за счет пассивного стекания через солевую пробку делящийся материал удаляют из активной зоны, эффективно снижая или прекращая ядерную реакцию деления. Резервуар для жидкости предпочтительно расположен вблизи самой нижней точки контура ядерного реактора. Сочетание практически вертикального расположения по меньшей мере канала и размещения солевой пробки и резервуара для жидкости вблизи самой нижней точки контура позволяет в экстренных случаях (т.е. аварий или перегрева) опорожнять содержимое контура в резервуар, тем самым удаляя делящийся материал из контура и из области критической активной зоны реактора, с прекращением или ослаблением ядерной реакции деления в контуре так, чтобы реакторная установка больше не была критической. Предпочтительно, резервуар расположен вне потока излучения реактора или по меньшей мере в том положении, где поток излучения реактора не способен поддерживать ядерную реакцию в контуре. Резервуар для жидкости можно использовать для стока жидкости из контура (сценарий отключения) и/или для заполнения контура жидкостью (сценарий запуска). Резервуар для жидкости может быть адаптирован для хранения жидкости и обладает возможностью управления температурой в целях кондиционирования соли. Резервуар для жидкости можно удалять и заменять. Наличие съемных и сменных резервуаров для жидкости обеспечивает возможность введения новых составов солевого расплава в контур или управления очисткой или изменением солевого расплава в другом месте. В качестве альтернативы, индивидуальные резервуары можно опорожнять в переносной резервуар или контейнер, который можно удалять и заменять.An example of a passively activated through passage is a salt plug (or solidified plug) (11) in the connection between the loop and the liquid reservoir, which is usually achieved by actively cooling the area so that the salt melt solidifies. This area is usually located between the loop and the tank. Immediately after deactivation or elimination of cooling or temperature increase, the plug will melt and the contents of the circuit will drain into the reservoir. A salt plug is typically used in the event of an overheated nuclear reactor loop, and by passively draining through the salt plug, fissile material is removed from the core, effectively reducing or stopping the nuclear fission reaction. The liquid reservoir is preferably located near the lowest point of the nuclear reactor loop. The combination of a substantially vertical arrangement of at least the channel and the placement of a salt plug and a liquid reservoir near the lowest point of the loop allows, in case of emergency (i.e. accidents or overheating), to empty the contents of the loop into the reservoir, thereby removing fissile material from the loop and from the area the critical core of the reactor, with the termination or weakening of the nuclear fission reaction in the circuit so that the reactor plant is no longer critical. Preferably, the reservoir is located outside the reactor radiation flow, or at least in a position where the reactor radiation is not capable of supporting a nuclear reaction in the loop. The liquid reservoir can be used to drain liquid from the loop (shutdown scenario) and/or fill the loop with liquid (startup scenario). The liquid tank can be adapted to store liquid and is temperature controlled for salt conditioning purposes. The fluid reservoir can be removed and replaced. The presence of removable and replaceable fluid reservoirs allows for the introduction of new molten salt compositions into the circuit or for controlling the cleaning or alteration of the molten salt elsewhere. Alternatively, the individual tanks can be emptied into a portable tank or container that can be removed and replaced.

В некоторых вариантах осуществления контур может дополнительно содержать другие компоненты, такие как расширительный бак, чтобы справляться с колебаниями давления и изменениями объема солевого расплава, например, из-за термического расширения. Контур может дополнительно содержать насосы для транспортировки жидкости в контуре, теплообменник для нагрева текучей среды в контуре или для отвода тепла из текучей среды в контуре во вторичную среду, используемую для переноса тепла в блок выработки энергии. Контур может дополнительно содержать или может быть соединен со средствами для химической обработки, например, для удаления примесей, нежелательных побочных продуктов, поглощающих нейтроны продуктов активации или деления или образующихся в солевом расплавеIn some embodiments, the circuit may further comprise other components, such as an expansion tank, to cope with pressure fluctuations and volume changes of the molten salt, for example due to thermal expansion. The loop may further comprise pumps for transporting fluid in the loop, a heat exchanger for heating the fluid in the loop, or for removing heat from the fluid in the loop to a secondary medium used to transfer heat to the power generation unit. The circuit may additionally contain or be connected to means for chemical treatment, for example, to remove impurities, unwanted by-products, neutron-absorbing activation or fission products, or formed in a salt melt

- 9 043120 элементов, которые усиливают деградацию системы за счет коррозии или осаждения. Потенциальные проблемы нераспространения при извлечении материала следует и можно решать с помощью конструкции. Контур может дополнительно содержать или может быть соединен со средствами для добавления и/или удаления одного или более из воспроизводящего материала, делящегося материала, продуктов деления, материалов-источников для нейтронной активации и активируемых нейтронами материалов, а также жидкостей, таких как солевые расплавы.- 9 043120 elements that enhance the degradation of the system due to corrosion or deposition. Potential non-proliferation issues in material recovery should and can be addressed by design. The loop may further comprise or may be connected to means for adding and/or removing one or more of fertile material, fissile material, fission products, neutron activation source materials and neutron activated materials, as well as liquids such as molten salts.

В одном варианте осуществления резервуар для жидкости представляет собой множество резервуаров для жидкости. Количество ядерного материала в контуре и/или в канале может быть меньше критического количества (т.е. канал контура содержит подкритическое количество ядерного материала). В этом варианте осуществления, предпочтительно, канал не содержит критического количества ядерного материала, т.е. канал являлся подкритическим. Таким образом, в некоторых вариантах осуществления могут быть предусмотрены множественные резервуары для жидкости, так что один резервуар для жидкости может содержать часть жидкости, содержащейся в контуре, а значит, только подкритическое количество ядерного топлива.In one embodiment, the fluid reservoir is a plurality of fluid reservoirs. The amount of nuclear material in the loop and/or in the channel may be less than the critical amount (ie, the channel of the loop contains a subcritical amount of nuclear material). In this embodiment, preferably, the channel does not contain a critical amount of nuclear material, i. e. the channel was subcritical. Thus, in some embodiments, multiple fluid reservoirs may be provided such that a single fluid reservoir may contain a portion of the fluid contained in the loop, and thus only a subcritical amount of nuclear fuel.

Резервуары для жидкости можно удалять из конструкции и помещать в транспортировочные контейнеры для удаления жидкости в место для очистки соли, место для оптимизации состава соли или для других целей обработки соли, включая кондиционирование для хранения и утилизации отходов.The liquid reservoirs may be removed from the structure and placed in shipping containers to remove the liquid at a salt refining site, a salt composition optimization site, or for other salt treatment purposes, including conditioning for waste storage and disposal.

Жидкость в контуре ядерного реактора (а значит, и в реакторе) согласно изобретению может содержать воспроизводящие материалы, предпочтительно выбранные из числа одного или более из 232Th, 238Pu, 238U, 240Pu, 242Pu и других изотопов актиноидов.The liquid in the nuclear reactor loop (and thus in the reactor) according to the invention may contain fertile materials, preferably selected from one or more of 232 Th, 238 Pu, 238 U, 240 Pu, 242 Pu and other actinide isotopes.

Жидкость в контуре ядерного реактора (а значит, и в реакторе) согласно изобретению может содержать делящиеся материалы, предпочтительно выбранные из числа одного или более из 233U, 235U, 239Pu, 241Pu и других изотопов актиноидов.The liquid in the nuclear reactor loop (and thus in the reactor) according to the invention may contain fissile materials, preferably selected from one or more of 233U , 235U , 239Pu , 241Pu and other actinide isotopes.

В этом отношении термин воспроизводящий материал означает материал, который может быть преобразован в делящийся материал путем нейтронной трансмутации и последующего ядерного распада. В этом отношении термин делящийся материал означает материал, который можно заставить претерпевать ядерное деление под действием нейтронного облучения (т.е. является делящимся), а также производить нейтроны в результате такого деления, которое может поддерживать ядерную реакцию в надлежащих условиях. Процесс трансмутации воспроизводящих материалов в делящиеся материалы за счет поглощения нейтронов называется воспроизводством топлива.In this respect, the term fertile material means material that can be converted into fissile material by neutron transmutation and subsequent nuclear decay. In this respect, the term fissile material means material that can be made to undergo nuclear fission by neutron irradiation (i.e., is fissile) and also to produce neutrons from such fission that can sustain a nuclear reaction under appropriate conditions. The process of transmuting fertile materials into fissile materials by absorbing neutrons is called fuel breeding.

Жидкость в контуре ядерного реактора (а значит, и в реакторе) согласно изобретению может содержать делящиеся материалы, предпочтительно выбранные из числа одного или более из 233U, 235U, 239Pu, 241Pu и других изотопов актиноидов.The liquid in the nuclear reactor loop (and thus in the reactor) according to the invention may contain fissile materials, preferably selected from one or more of 233U , 235U , 239Pu , 241Pu and other actinide isotopes.

Жидкость в контуре ядерного реактора (а значит, и в реакторе) согласно изобретению может содержать долгоживущие изотопы, извлеченные из ядерных отходов, такие как изотопы нептуния, плутония, америция, кюрия и других актиноидов, например, в целях снижения срока хранения ядерных отходов.The liquid in the nuclear reactor loop (and thus in the reactor) according to the invention may contain long-lived isotopes recovered from nuclear waste, such as isotopes of neptunium, plutonium, americium, curium and other actinides, for example, in order to reduce the shelf life of nuclear waste.

Жидкость в контуре ядерного реактора (а значит, и в реакторе) согласно изобретению может содержать изотопы, специально предназначенные для генерирования продуктов деления или активации, которые имеют медицинское или промышленное применение, варьирующихся от обогащенных стабильных изотопов, таких как 176Yb (для генерирования 177Lu), 160Gd (для генерирования 161Tb), до выбранных полустабильных или нестабильных изотопов, таких как 235U/233U/239Pu (для генерирования 99Mo, 90Sr и 131I путем деления), 237Np (для генерирования 238Pu) и 226Ra (для генерирования 227Ac, 228Th, 229Th, 225Ac и т.д.), помимо прочих.The liquid in the nuclear reactor loop (and thus in the reactor) according to the invention may contain isotopes specifically designed to generate fission or activation products that have medical or industrial uses, ranging from enriched stable isotopes such as 176 Yb (to generate 177 Lu ), 160 Gd (to generate 161 Tb), to selected semi-stable or unstable isotopes such as 235 U/ 233 U/ 239 Pu (to generate 99 Mo, 90 Sr and 131 I by fission), 237 Np (to generate 238 Pu ) and 226 Ra (for generating 227 Ac, 228 Th, 229 Th, 225 Ac, etc.), among others.

Жидкость в контуре ядерного реактора согласно изобретению может представлять собой солевой расплав. В предпочтительном варианте осуществления солевой расплав выбран из фторидов и/или хлоридов, предпочтительно, одного или более из LiF, NaF, KF, RbF, BeF2, ZrF4, LiCl, NaCl, KCl, RbCl, BeCl2, ZrCU и их смесей.The liquid in the nuclear reactor loop according to the invention may be a molten salt. In a preferred embodiment, the molten salt is selected from fluorides and/or chlorides, preferably one or more of LiF, NaF, KF, RbF, BeF 2 , ZrF 4 , LiCl, NaCl, KCl, RbCl, BeCl 2 , ZrCU and mixtures thereof.

Канал по настоящему изобретению изготовлен из материала, который может в достаточной мере выдержать коррозию под действием солевого расплава в контуре, с минимальным повреждением из-за потока нейтронов и излучения, при минимизации поглощения нейтронов, что способствует оптимизации экономии нейтронов. Материал, который обладает высокой стойкостью к коррозионному действию солевого расплава, может относительно хорошо выдерживать радиационное повреждение и обладает низким поглощением нейтронов. Подходящий материал может представлять собой сплавы молибдена, графит, карбиды кремния и другие карбиды.The conduit of the present invention is made of a material that can adequately withstand molten salt corrosion in the loop, with minimal damage due to neutron flux and radiation, while minimizing neutron absorption, thus optimizing neutron savings. A material that has high resistance to molten salt corrosion can withstand radiation damage relatively well and has low neutron absorption. Suitable material may be molybdenum alloys, graphite, silicon carbides and other carbides.

Канал по настоящему изобретению в своем простейшем виде представляет собой одиночную трубку (трубу) или канал. В одном варианте осуществления канал (4) содержит трубку (4a) с проходом вверх и трубку (4b) с проходом вниз, которые соединены друг с другом вверху или внизу. Это также может быть воплощено в виде U-образной трубки с изгибом сверху или снизу (одиночная труба), предпочтительно сверху.The channel of the present invention in its simplest form is a single tube (pipe) or channel. In one embodiment, the channel (4) comprises a tube (4a) with an upward passage and a tube (4b) with a passage down, which are connected to each other at the top or bottom. This can also be embodied as a U-tube with a bend at the top or bottom (single tube), preferably at the top.

Таким образом, предпочтительно, канал представляет собой U-образную трубку, причем каждая из линии подвода и линии отвода расположена независимо на нижнем конце или вблизи него (в нижней половине) канала (фиг. 3A).Thus, preferably, the channel is a U-tube, with each inlet line and outlet line located independently at or near the lower end (lower half) of the channel (FIG. 3A).

- 10 043120- 10 043120

В одном варианте осуществления канал представляет собой конструкцию труба в трубе (фиг. 3B). Конструкция труба в трубе (двойная труба, двухсторонняя) содержит внутреннюю трубку (14), расположенную внутри внешней трубки (15), причем внутренняя трубка имеет меньший наружный диаметр, чем внутренний диаметр внешней трубки, причем один конец (предпочтительно, нижний конец) внутренней трубки соединен с линией подвода, а один конец внешней трубки (предпочтительно, нижний конец) соединен с линией отвода, при этом внешняя трубка имеет закрытый конец, удаленный от конца, соединенного с линией отвода (предпочтительно, сверху), или при этом один конец внутренней трубки соединен с линией отвода, а один конец внешней трубки соединен с линией подвода, причем внешняя трубка имеет закрытый конец, удаленный от конца, соединенного с линией подвода, а другой конец внутренней трубки имеет отверстие и расположен вблизи закрытого верха внешней трубки, а длина внутренней трубки во внешней трубке короче, чем у внешней трубки. Это создает участок, в котором поток жидкости меняется на обратный по направлению.In one embodiment, the channel is a pipe-in-pipe design (FIG. 3B). The pipe-in-pipe design (double pipe, double-sided) contains an inner tube (14) located inside the outer tube (15), the inner tube having a smaller outer diameter than the inner diameter of the outer tube, with one end (preferably the lower end) of the inner tube connected to the supply line, and one end of the outer tube (preferably the lower end) is connected to the outlet line, while the outer tube has a closed end remote from the end connected to the outlet line (preferably at the top), or one end of the inner tube is connected to the outlet line, and one end of the outer tube is connected to the inlet line, and the outer tube has a closed end remote from the end connected to the inlet line, and the other end of the inner tube has an opening and is located near the closed top of the outer tube, and the length of the inner tube in the outer tube is shorter than that of the outer tube. This creates a section in which the fluid flow reverses in direction.

В дополнительных вариантах осуществления канала внутренняя или восходящая трубка размещена коаксиально относительно возвратной или внешней трубки, и наоборот.In additional embodiments of the channel, the inner or ascending tube is placed coaxially with respect to the return or outer tube, and vice versa.

В другом варианте осуществления канал может содержать одну трубку, в которой жидкость течет вверх (или вниз), и множество трубок, в которых жидкость течет вниз (или вверх). Для обеспечения этого трубки могут иметь различный диаметр. См. в этом отношении фиг. 3C.In another embodiment, the channel may include one tube in which fluid flows up (or down) and a plurality of tubes in which fluid flows down (or up). To ensure this, the tubes can have different diameters. See in this regard FIG. 3C.

В еще одном варианте осуществления канал может быть предусмотрен в виде сплошного блока или цилиндра, в котором выполнены каналы, проходящие через блок или цилиндр так, чтобы они совместно вмещали восходящий поток, реверсивный поток и нисходящий поток (фиг. 3C). Конструкция блока может быть оптимизирована для оптимального распределения топлива, а также может содержать замедляющие элементы, и/или сама по себе состоит из материала замедлителя.In yet another embodiment, the conduit may be provided as a solid block or cylinder in which passages are provided through the block or cylinder to accommodate upflow, reverse flow, and downflow together (FIG. 3C). The block design may be optimized for optimum fuel distribution, and may also contain retarding elements, and/or itself be composed of retarder material.

Является предпочтительным, чтобы канал вмещал в себя восходящий и нисходящий поток, и важен участок изменения направления потока на обратное, поскольку он может позволить отсоединять весь канал в концевом местоположении, где он соединен с остальной частью контура, предпочтительно, на нижнем конце. То же применимо для охватывающих канал защитных оболочек, которые также могут быть подсоединены на этом же конце, предпочтительно, на нижнем конце, с образованием кожуха, который может быть заменен путем отсоединения защитной оболочки и перемещения защитной оболочки вертикально из реактора через верхний отражатель нейтронов и/или предназначенный для защиты от излучения экран защитной оболочки реактора.It is preferred that the conduit accommodate upflow and downflow, and the reversal section is important because it can allow the entire conduit to be disconnected at the end location where it is connected to the rest of the loop, preferably at the lower end. The same applies for containment jackets that surround the channel, which can also be connected at the same end, preferably at the lower end, to form a shroud, which can be replaced by detaching the containment and moving the containment vertically from the reactor through the upper neutron reflector and/ or the radiation shield of the reactor containment.

Контур ядерного реактора, содержащий петлю, которая содержит канал, может содержать или может быть соединен с другими элементами и/или функциональностями, такими как теплообменники, насосы, средства химической обработки и т.д., по существу такими, как разъясняется в настоящем документе в других местах, для образования индивидуального независимого контура.A nuclear reactor circuit containing a loop that contains a channel may contain or may be connected to other elements and/or functionality, such as heat exchangers, pumps, chemical treatment facilities, etc., essentially as explained in this document in other places, to form an individual independent circuit.

Настоящее изобретение в другом своем аспекте относится к ядерному реактору, содержащему область активной зоны и область оболочки, и причем реактор составлен из множества отдельных и индивидуальных контуров или модулей ядерного реактора, причем каждый контур содержит петлю (3), причем петля (3) способна содержать жидкость, содержащую воспроизводящие и/или делящиеся материалы в качестве ядерного топлива и, необязательно, циркулирующую, причем петля содержит канал (4), предпочтительно практически прямой, который является частью петли и который расположен в практически вертикальном расположении, причем канал обеспечивает проход (4a, 4b) вверх и вниз для жидкости в петле, причем каждый из каналов упомянутого множества контуров расположен в области активной зоны, и при этом каждый контур является независимо извлекаемым из ядерного реактора.The present invention, in another aspect, relates to a nuclear reactor comprising a core region and a cladding region, wherein the reactor is composed of a plurality of separate and individual nuclear reactor circuits or modules, each circuit comprising a loop (3), wherein the loop (3) is capable of containing liquid containing fertile and/or fissile materials as nuclear fuel and optionally circulating, wherein the loop comprises a channel (4), preferably substantially straight, which is part of the loop and which is located in a substantially vertical arrangement, the channel providing passage (4a, 4b) up and down for fluid in the loop, each of the channels of said plurality of loops being located in the core region, and each loop being independently extractable from the nuclear reactor.

Таким образом, ядерный реактор содержит область активной зоны (1) и область оболочки (2). Область активной зоны окружена областью оболочки. Область оболочки может обладать функциональностью отражателя нейтронов, экрана защиты от излучения или поглощающего нейтроны бланкета для генерирования материалов и изотопов путем нейтронной активации, или сочетанием этих функциональностей. Функциональность бланкета оболочки может быть достигнута с помощью контуров, подающих и выводящих текучую среду в оболочку, содержащую материалы-мишени для нейтронной активации. В ядерном реакторе предусмотрено множество контуров ядерного реактора.Thus, a nuclear reactor contains a core region (1) and a cladding region (2). The core area is surrounded by the shell area. The shell region may have the functionality of a neutron reflector, a radiation shield, or a neutron absorbing blanket for generating materials and isotopes by neutron activation, or a combination of these functionalities. The functionality of the envelope blanket can be achieved with circuits supplying and withdrawing fluid into the envelope containing target materials for neutron activation. In a nuclear reactor, a plurality of nuclear reactor circuits are provided.

Канал представляет собой часть контура, находящуюся в критической зоне реактора, т.е. подвергающуюся воздействию потока нейтронов.The channel is a part of the circuit located in the critical zone of the reactor, i.e. exposed to the neutron flux.

Ядерный реактор построен из группы (множества) индивидуальных контуров ядерного реактора. Контуры представляют собой отдельные контуры или модули и являются извлекаемыми из реактора без влияния на другие модули. Каналы контуров расположены поблизости друг от друга. Упомянутое множество контуров может быть размещено в конфигурации, образующей реактор, такой как круговая, прямоугольная или другая конфигурация. Круговая конфигурация является предпочтительной. Каналы контуров могут быть расположены на меньших расстояниях друг от друга (т.е. в большей близости друг к другу), чем другие элементы, которые входят в состав контура. Эффективная визуализация состоит в том, что при реакторе, имеющем форму пирога на виде сверху, индивидуальные контуры образуют куA nuclear reactor is built from a group (multiple) of individual circuits of a nuclear reactor. The circuits are separate circuits or modules and are extractable from the reactor without affecting other modules. The circuit channels are located close to each other. Said plurality of loops may be arranged in a configuration forming the reactor, such as a circular, rectangular, or other configuration. The circular configuration is preferred. Loop channels can be located at smaller distances from each other (ie, closer to each other) than other elements that make up the loop. An effective visualization is that with a reactor shaped like a pie in a top view, the individual contours form a ku

- 11 043120 сочки пирога, каждый с каналом контура ближе к центру пирога. Это позволяет эффективно размещать другие элементы контура вне или более удаленно от критической зоны реактора. Контур может содержать множественные каналы. В круговой конфигурации канал может находиться на меньшем радиусе от центра реактора, чем другие элементы. Каналы вместе образуют критическую зону, являющуюся активной зоной реактора. В некоторых вариантах осуществления каналы могут быть размещены по нескольким кругам с образованием критической зоны. Другой круг каналов (9) может окружать критическую зону. Критическая зона окружена областью оболочки, которая может обеспечивать функциональность отражателя нейтронов, замедлителя нейтронов, экрана защиты от излучения или бланкета. Функциональность бланкета может быть достигнута за счет дополнительных контуров, которые подают бланкетный материал-мишень в каналы (9), которые расположены в области оболочки, окружающей критическую зону. Бланкет можно использовать для генерирования делящегося материала (воспроизводства) из воспроизводящего материала или для получения изотопов по самым разным назначениям. Функциональность бланкета может быть обеспечена каналами, имеющими ту же самую или иную геометрическую форму (в поперечном сечении), чем каналы (4), используемые в активной зоне. Каналы контура, как в активной зоне (4), так и вне активной зоны (9), в оболочке, могут обладать геометрическими формами (поперечными сечениями), которые являются круглыми (как показано на фигуре 1), но также могут независимо быть овальными и/или эллиптическими. Каналы в области оболочки могут быть предназначены для поглощения нейтронов из критической зоны реактора и, в зависимости от их назначения, могут обладать конфигурацией, очень сильно отличающейся от конфигурации каналов контуров активной зоны, предназначенных и оптимизированных для их функции. Каждый из каналов может независимо содержать жидкость, которая может содержать воспроизводящий и/или делящийся материал или другой материал-мишень, активируемый потоком нейтронов в области оболочки.- 11 043120 pie juices, each with a contour channel closer to the center of the pie. This makes it possible to effectively place other elements of the circuit outside or more remotely from the critical zone of the reactor. A loop may contain multiple channels. In a circular configuration, the channel may be at a smaller radius from the center of the reactor than other elements. The channels together form a critical zone, which is the active zone of the reactor. In some embodiments, channels may be placed in multiple circles to form a critical zone. Another circle of channels (9) may surround the critical zone. The critical zone is surrounded by a sheath area that may provide the functionality of a neutron reflector, neutron moderator, radiation shield, or blanket. The functionality of the blanket can be achieved by additional circuits that feed the blanket target material into the channels (9) which are located in the area of the shell surrounding the critical zone. Blanket can be used to generate fissile material (breeding) from fertile material or to produce isotopes for a variety of purposes. The functionality of the blanket can be provided by channels having the same or different geometric shape (in cross section) than the channels (4) used in the core. The loop channels, both in the core (4) and outside the core (9), in the shell, may have geometric shapes (cross-sections) that are circular (as shown in figure 1), but can also independently be oval and /or elliptical. The channels in the cladding region may be designed to absorb neutrons from the critical zone of the reactor and, depending on their purpose, may be configured very differently from the configuration of the channels of the core circuits designed and optimized for their function. Each of the channels may independently contain a liquid, which may contain fertile and/or fissile material or other target material activated by the neutron flux in the shell region.

Для надлежащего доведения активной зоны реактора до критичности выбранные или все контуры могут по отдельности подавать подкритическое количество ядерного топлива в критическую зону реактора. В таком случае скомбинированные в активной зоне каналы (и необязательные замедляющие материалы в каналах и/или в промежутках между каналами) обеспечивают достаточную критическую массу и замедление, вследствие чего в активной зоне реактора достигается критичность. Критичность сильно зависит от температуры, что приводит к снижению плотности делящегося материала в каналах в случае повышения температуры и наоборот, таким образом пассивно добавляя контроль безопасности реакции деления. Для дополнительного контроля или прекращения реакции деления управляющие стержни могут вводить или удалять нейтронопоглощающие материалы из области активной зоны за счет их перемещения в промежутках между каналами или близко к ним, в материалах замедлителя, если они присутствуют в промежутках между каналами, или в области оболочки.To properly bring the reactor core to criticality, selected or all of the circuits can individually supply a subcritical amount of nuclear fuel to the critical zone of the reactor. In such a case, the channels combined in the core (and the optional moderating materials in the channels and/or in the spaces between the channels) provide sufficient critical mass and retardation to achieve criticality in the reactor core. Criticality is highly dependent on temperature, resulting in a decrease in the density of fissile material in the channels in the event of an increase in temperature and vice versa, thus passively adding fission safety control. To further control or stop the fission reaction, the control rods may introduce or remove neutron absorbing materials from the core region by moving them in or close to the spaces between the channels, in the moderator materials if they are present in the spaces between the channels, or in the cladding region.

В некоторых вариантах осуществления активная зона содержит 2 или более, 4 или более, 6 или более, 10 или более или 25 или более, предпочтительно от 6 до 20 каналов. В некоторых вариантах осуществления реактор содержит 2 или более, 4 или более, 6 или более, 8 или более или 10 или более контуров.In some embodiments, the core comprises 2 or more, 4 or more, 6 or more, 10 or more, or 25 or more, preferably 6 to 20 channels. In some embodiments, the implementation of the reactor contains 2 or more, 4 or more, 6 or more, 8 or more, or 10 or more circuits.

В типичном варианте осуществления реактор основан на множественных индивидуальных контурах, содержащих петли, которые могут быть размещены по кругу, причем одна часть каждого контура расположена на малых радиусах (канал или горячая ветвь), создавая критическую конфигурацию, поддерживающую ядерную реакцию (критическую зону), а остальная часть контура (другие элементы, функциональности) расположена(ы) на большем расстоянии или радиусе, в значительной мере вне поля излучения критической зоны, в некритической конфигурации.In a typical embodiment, the reactor is based on multiple individual loops containing loops that can be placed in a circle, with one part of each loop located at small radii (channel or hot leg), creating a critical configuration that supports a nuclear reaction (critical zone), and the rest of the contour (other elements, functionality) is (s) at a greater distance or radius, largely outside the radiation field of the critical zone, in a non-critical configuration.

Канал представляет собой отдельный и отделяемый компонент, который можно отсоединять, удалять и заменять. Защитная оболочка (29) канала представляет собой отдельный компонент, который можно отсоединять, удалять и заменять. Защитная оболочка канала может содержать множественные охватывающие защитные оболочки. Между защитной(ми) оболочкой(ми) канала и каналом может присутствовать инертный газ, который может обеспечивать теплоизоляцию, который можно контролировать на наличие продуктов деления или других солевых (летучих) ингредиентов для выявления утечки и который может применяться для нагрева (подогрева) канала путем продувки пространства между защитными оболочками канала и каналом горячим газом. Канал и/или защитная оболочка представляют собой отдельные компоненты, которые можно по отдельности отсоединять, удалять и заменять. Канал может быть (частично) охвачен одной или более отдельными защитными оболочками. В качестве альтернативы, весь контур может быть удален (вынут или извлечен) из области активной зоны для замены.The channel is a separate and separable component that can be detached, removed and replaced. The protective cover (29) of the channel is a separate component that can be detached, removed and replaced. The channel guard may comprise multiple female guards. An inert gas may be present between the duct containment(s) and the duct, which may provide thermal insulation, which may be monitored for fission products or other salt (volatile) ingredients to detect leakage, and which may be used to heat (warm) the duct by blowing the space between the protective shells of the channel and the channel with hot gas. The conduit and/or containment are separate components that can be detached, removed and replaced individually. The channel may be (partially) enclosed by one or more separate containments. Alternatively, the entire circuit may be removed (pulled out or removed) from the core region for replacement.

Каждый из каналов, предпочтительно с защитными оболочками, упомянутого множества контуров расположен в области активной зоны. В некоторых вариантах осуществления область активной зоны может содержать замедлитель (10). Замедлитель (10) может быть расположен в промежутках между каналами или окружающим каналы. Таким образом, каналы (и замедлитель) вместе образуют критическую зону активной зоны реактора. Подходящий замедлитель может представлять собой любой твердый материал с низкой атомной массой и с низким поглощением нейтронов, включая материалы на основе углерода.Each of the channels, preferably with protective shells, of the said plurality of circuits is located in the region of the active zone. In some embodiments, the implementation of the core area may contain a moderator (10). The moderator (10) may be located in the spaces between the channels or surrounding the channels. Thus, the channels (and the moderator) together form the critical zone of the reactor core. A suitable moderator may be any low atomic mass, low neutron absorption solid material, including carbon-based materials.

В некоторых вариантах осуществления можно обеспечить ядерный реактор без замедлителя, т.е. так называемый реактор на быстрых нейтронах, обеспечивающий спектр быстрых нейтронов. Хотя эти типы реакторов обладают определенными техническими проблемами, такими как быстрое разрушение мате- 12 043120 риалов, концепция с использованием контуров по изобретению позволила бы проводить относительно быструю и легкую замену первичных материалов, которые образуют контуры, такие как каналы и защитные оболочки каналов из контуров, или контура целиком.In some embodiments, it is possible to provide a nuclear reactor without a moderator, i.e. the so-called fast neutron reactor, providing a spectrum of fast neutrons. Although these types of reactors have certain technical problems, such as the rapid degradation of materials, the concept using the loops of the invention would allow a relatively quick and easy replacement of the primary materials that form the loops, such as channels and channel shrouds from the loops, or the entire circuit.

В ряде применений, которые требуют более надтеплового спектра (больше теплового, чем быстрых нейтронов, например, в ториевом цикле), или теплового спектра, является предпочтительным наличие реактора, содержащего замедлитель.In a number of applications that require a more suprathermal spectrum (more thermal than fast neutrons, for example in the thorium cycle), or a thermal spectrum, it is preferable to have a reactor containing a moderator.

Замедление можно дополнительно придавать путем выбора материала каналов и защитных оболочек каналов и путем добавления замедляющего материала в промежутках между каналами контуров, или оно может быть минимизировано за счет использования незамедляющих материалов в контурах и заполнения пространства между каналами контуров незамедляющими средой или материалом.Deceleration can be further imparted by selecting the material of the channels and channel sheaths and by adding retarding material in the spaces between the channels of the loops, or it can be minimized by using non-retarding materials in the loops and filling the space between the channels of the loops with a non-retarding medium or material.

Критичность в этом отношении относится к режиму нормальной эксплуатации ядерного реактора, при котором ядерное топливо поддерживает реакцию деления. Реактор достигает критичности (и рассматривается как критический), когда каждое событие деления высвобождает достаточное число нейтронов для поддержания продолжающейся последовательности ядерных реакций деления.Criticality in this regard refers to the mode of normal operation of a nuclear reactor, in which the nuclear fuel supports the fission reaction. A reactor reaches criticality (and is considered critical) when each fission event releases enough neutrons to sustain an ongoing sequence of nuclear fission reactions.

Каналы реактора могут быть расположены таким образом, чтобы каждый из каналов (и жидкость в них) претерпевал(а) воздействие сходного потока нейтронов и спектра нейтронов. В качестве альтернативы, критические зоны могут быть расположены так, чтобы каждый канал в критической зоне мог претерпевать воздействие различных потоков и/или различных спектров нейтронов. Такое расположение может быть полезным в случае, когда для конкретной критической зоны требуется особый поток нейтронов, например, зоны, в которой расположен канал, который является частью контура, предназначенного для генерации конкретных изотопов путем нейтронной активации, или за счет использования нейтронов/поглощения нейтронов для преобразования воспроизводящих элементов в делящиеся элементы.The channels of the reactor can be arranged so that each of the channels (and the liquid in them) is exposed to a similar neutron flux and neutron spectrum. Alternatively, the critical zones can be arranged so that each channel in the critical zone can be affected by different fluxes and/or different neutron spectra. This arrangement can be useful when a particular critical zone requires a specific neutron flux, such as a zone in which a channel is located that is part of a circuit designed to generate specific isotopes by neutron activation, or through the use of neutrons/neutron absorption for conversion of reproducing elements into fissile elements.

В отличие от традиционных ядерных реакторов критичность, а значит, и цепную реакцию деления уже можно надлежащим образом останавливать или регулировать на понижение путем вмешательства в один или более контуров вместо требуемого вмешательства во все контуры в реакторе для приведения всей активной зоны в состояние некритичности. Таким образом, не все контуры приходится переводить в отключённый режим или регулировать на понижение. Это может быть очень удобным с точки зрения технического обслуживания и безопасности. Для иллюстрации, рассмотрим реактор, содержащий 10 контуров, каждый из которых привносит 10% критического количества ядерного материала в активную зону, вследствие чего у активной зоны достигается критичность. В экстренном случае (аварии) необходимо отключить только один контур (обеспечить стекание его содержимого в резервуар(ы) для жидкости), и весь реактор становится некритическим, тогда как другие 9 контуров могут оставаться незатронутыми.In contrast to conventional nuclear reactors, criticality, and thus the fission chain reaction, can already be properly stopped or downgraded by intervention in one or more circuits, instead of the required intervention in all circuits in the reactor to bring the entire core to a non-critical state. Thus, not all circuits have to be switched to off mode or adjusted down. This can be very convenient in terms of maintenance and safety. To illustrate, consider a reactor containing 10 circuits, each of which contributes 10% of the critical amount of nuclear material to the core, as a result of which the criticality of the core is achieved. In an emergency (accident) only one circuit needs to be shut down (drained into the liquid reservoir(s)), and the entire reactor becomes non-critical, while the other 9 circuits can remain unaffected.

В дополнительном аспекте изобретение предлагает способ эксплуатации ядерного реактора, содержащего множество индивидуальных контуров ядерного реактора по настоящему изобретению. Способ позволяет использовать ту гибкость, которую может обеспечить ядерный реактор, содержащий множество контуров ядерного реактора.In a further aspect, the invention provides a method for operating a nuclear reactor comprising a plurality of individual nuclear reactor circuits of the present invention. The method makes use of the flexibility that can be provided by a nuclear reactor containing a plurality of nuclear reactor loops.

Способ дополнительно включает обеспечение множества ядерных топлив или материаловмишеней, содержащих воспроизводящие материалы и/или делящиеся материалы и/или другие материалы, активируемые потоком нейтронов, и подачу множества ядерных топлив и/или материалов-мишеней во множество контуров. Способ дополнительно включает подачу множества ядерных топлив, содержащих воспроизводящие и/или делящиеся материалы, в контуры, предпочтительно в каждый из контуров. Ядерное топливо в каналах контуров приводят в критическую конфигурацию.The method further includes providing a plurality of nuclear fuels or target materials containing fertile materials and/or fissile materials and/or other materials activated by a neutron flux, and supplying a plurality of nuclear fuels and/or target materials to a plurality of circuits. The method further includes supplying a plurality of nuclear fuels containing fertile and/or fissile materials to the loops, preferably each of the loops. Nuclear fuel in the channels of the circuits is brought into a critical configuration.

Критическая активная зона реактора может быть образована каналами контуров, вводящими делящийся материал в надлежащих количествах и в подходящей конфигурации в область активной зоны реактора.The critical reactor core may be formed by loop channels introducing fissile material in appropriate amounts and in a suitable configuration into the region of the reactor core.

Спектр реактора может регулироваться солью, материалами канала, материалами защитной оболочки и/или специальным замедлителем в промежутках между или вокруг каналов контуров.The reactor spectrum can be controlled by salt, channel materials, containment materials and/or a special moderator in between or around the channels of the loops.

Замедление можно настраивать на желаемый спектр нейтронов, либо на активную зону реактора со спектром быстрых нейтронов (минимизированное замедление), либо на активную зону реактора со спектром (над)тепловых нейтронов, либо на различные специальные спектры нейтронов в отдельных секциях в области активной зоны для оптимизации деления, воспроизводства или активации в различных контурах в различных местоположениях.Moderation can be tuned to the desired neutron spectrum, either to the reactor core with the fast neutron spectrum (minimized moderation), or to the reactor core with the (extra)thermal neutron spectrum, or to various special neutron spectra in individual sections in the core area for optimization division, reproduction or activation in different circuits at different locations.

Реакторная установка с модульной активной зоной также позволяет поэтапно переключать индивидуальные контуры с функции воспроизводства на функцию воспроизводства-сжигания и с функции сжигания на функцию воспроизводства. В случае, если большинство контуров обеспечивает надлежащую критичность для поддержания ядерной реакции деления в области активной зоны, например, за счет деления 235U (сжигания), один или более контуров могут использовать избыточные нейтроны, полученные из реакции деления, в активной зоне, например, для преобразования/трансмутации делящегося 233U из воспроизводящего 232Th (воспроизводство), до тех пор, пока в контуре не установится равновесие воспроизводство-сжигание, и в данном случае из 232Th образуется столько же 233U, сколько расходуется на реакцию деления. Экономия нейтронов в реакторе и контуре должна быть достаточно оптимизированной во избежание слишком большой потери нейтронов. Контуры, ранее применявшиеся в основномThe modular core reactor facility also allows the individual loops to be switched step by step from breeding to breeding-burning and from burning to breeding. In the event that most of the circuits provide adequate criticality to sustain the nuclear fission reaction in the core region, for example by 235 U fission (burning), one or more circuits may use the excess neutrons produced from the fission reaction in the core, for example, for the conversion/transmutation of fissile 233 U from reproducing 232 Th (reproduction), until the reproduction-burning equilibrium is established in the circuit, and in this case, the same amount of 233 U is formed from 232 Th as is spent on the fission reaction. The economy of neutrons in the reactor and circuit must be sufficiently optimized to avoid too much loss of neutrons. Contours previously used primarily

- 13 043120 для сжигания, можно затем переключить с функции регулярного сжигания на функцию воспроизводства, заменив соль или добавив к соли тория. С течением времени этот контур можно затем переключить с воспроизводства на функцию воспроизводства-сжигания с достижением, в конечном счете, равновесия между воспроизводством и сжиганием. Таким образом, реактор поэтапно преобразуется в сторону эксплуатации при замкнутом ториевом цикле, в котором 232Th преобразуется в топливо 233U, что не требует вообще или требует лишь минимального добавления делящегося материала в контуры реактора для поддержания реакции деления.- 13 043120 for burning, you can then switch from the regular burning function to the reproduction function by replacing the salt or adding thorium to the salt. Over time, this circuit can then be switched from breeding to breeding-burning function, eventually reaching a balance between breeding and burning. Thus, the reactor is being converted in stages towards operation in a closed thorium cycle, in which 232 Th is converted to 233 U fuel, which requires no or minimal addition of fissile material to the reactor loops to maintain the fission reaction.

Настоящее изобретение может предложить способ для замыкания уран-плутониевого цикла, в котором, в конечном счете, реакцию деления в критической зоне реактора можно поддерживать за счет деления плутония, а избыточные нейтроны используются для трансмутации воспроизводящего 238U до делящегося 239Pu в надлежащих количествах.The present invention can provide a method for closing the uranium-plutonium cycle in which eventually the fission reaction in the critical zone of the reactor can be maintained by fissioning the plutonium and excess neutrons are used to transmute fertile 238U to fissile 239Pu in appropriate amounts.

Настоящее изобретение может предложить способ, который можно использовать для сжигания долгоживущих изотопов, которые были извлечены из ядерных отходов, для снижения срока хранения ядерных отходов. В этом случае реактор является критическим, но один или более контуров либо в критической/активной зоне, либо в области оболочки имеют особый солевой состав, в котором эти долгоживущие изотопы, извлеченные из ядерных отходов, могут быть подвергнуты трансмутации и/или делению с получением короткоживущих и среднеживущих изотопов и продуктов деления.The present invention can provide a method that can be used to burn long lived isotopes that have been recovered from nuclear waste to reduce the shelf life of nuclear waste. In this case, the reactor is critical, but one or more of the circuits either in the critical/core or in the cladding region has a special salt composition in which these long-lived isotopes extracted from nuclear waste can be transmuted and/or fissioned to produce short-lived isotopes. and medium-living isotopes and fission products.

Настоящее изобретение может предложить способ получения конкретных изотопов путем нейтронной активации конкретных элементов. В этом случае реактор является критическим, но один или более контуров либо в критической зоне/области активной зоны, либо в области оболочки имеют особый солевой состав, в который включены эти материалы-мишени, а желаемые продукты активации извлекают из контура для их использования по заданному назначению.The present invention may provide a method for producing specific isotopes by neutron activation of specific elements. In this case, the reactor is critical, but one or more of the circuits, either in the critical zone/core region or in the cladding region, has a specific salt composition in which these target materials are included, and the desired activation products are removed from the circuit for their use at a given appointment.

Преимущество такого подхода с точки зрения (замкнутого) ядерного топливного цикла по настоящему изобретению, как в контуре, так и в реакторе, состоит в сочетании:The advantage of this approach in terms of the (closed) nuclear fuel cycle of the present invention, both in the loop and in the reactor, is the combination of:

применения солевого расплава, позволяющего оперативно очищать и кондиционировать соль, а также путем удаления поглощающих нейтроны продуктов деления или активации оптимизировать экономию нейтронов за счет минимизации потерь на поглощение нейтронов. Потенциальные проблемы нераспространения при извлечении материала должны быть и могут быть решены с помощью конструкции;the use of a salt melt, which makes it possible to quickly purify and condition the salt, as well as, by removing neutron-absorbing fission or activation products, to optimize the economy of neutrons by minimizing losses due to neutron absorption. Potential non-proliferation issues in retrieval of material must and can be addressed by design;

применения индивидуального канала контуров, вместе образующих критическую зону, что в принципе позволяет каждому контуру содержать разную смесь солей и разное содержание воспроизводящегоделящегося материала, которое может быть изменено путем регулировки или замены соли.the use of an individual channel of circuits, together forming a critical zone, which in principle allows each circuit to contain a different mixture of salts and a different content of fertile fissile material, which can be changed by adjusting or replacing the salt.

Традиционные реакторные установки, в основном работающие на твердых типах топлива, не обладают возможностью минимизировать нейтронное поглощение продуктов активации и деления за счет удаления продуктов деления, поскольку они содержатся в топливе, и их можно удалять только путем тщательной переработки твердого топлива в отдельном месте, и не обладают гибкостью для удобного (частичного) изменения, оптимизации или настройки содержимого активной зоны. Контур и реактор по изобретению обеспечивают возможность удаления продуктов деления.Conventional reactor plants, primarily solid fuels, do not have the ability to minimize the neutron absorption of activation and fission products by removing fission products, since they are contained in the fuel and can only be removed by careful processing of solid fuel in a separate location, and not have the flexibility to conveniently (partially) modify, optimize, or customize the contents of the core. The circuit and reactor according to the invention allow the removal of fission products.

Традиционные жидкосолевые реакторные установки в основном работают с одним объемом соли, что делает поэтапную регулировку состава соли сложной, поскольку такое изменение влияет на весь объем соли, в котором соль выполняет неоптимизированную и нелокализованную функцию воспроизводства и сжигания. Реактор и контур по изобретению обеспечивают возможность работы с множеством различных солей и обеспечивают относительно легкую и удобную поэтапную регулировку состава соли.Conventional molten salt reactors generally operate with a single volume of salt, which makes it difficult to incrementally adjust the composition of the salt, since such a change affects the entire volume of salt, in which the salt performs a non-optimized and non-localized breeding and burning function. The reactor and circuit of the invention are capable of handling a variety of different salts and allow relatively easy and convenient incremental adjustment of the salt composition.

Вышеупомянутые преимущества реакторной установки с модульной активной зоной по сравнению с другими конструкциями жидкосолевого реактора приведены в дополнение к недостаткам обращения с большими объемами соли, такими как крупные компоненты, которые трудно заменить и которые быстро разрушаются в среде жидкосолевого реактора, с ограниченным пониманием того, где находится топливо, проблематичным протоколом аттестации и лицензирования, при котором мелкомасштабные испытания не могут быть легко экстраполированы на полномасштабную эксплуатацию, и ограниченной гибкостью в оптимизации рабочих характеристик реактора путем замены оптимизированных компонентов, причем всего этого можно избежать, применив реакторную установку с модульной активной зоной по изобретению.The aforementioned advantages of a modular core reactor plant over other molten salt reactor designs are in addition to the disadvantages of handling large volumes of salt, such as large components that are difficult to replace and rapidly degrade in the molten salt reactor environment, with limited understanding of where fuel, a problematic qualification and licensing protocol where small-scale testing cannot easily be extrapolated to full-scale operation, and limited flexibility in optimizing reactor performance by replacing optimized components, all of which can be avoided by using the modular core reactor facility of the invention.

Должно быть ясно, что при ядерном реакторе, который составлен из индивидуальных контуров ядерного реактора, элементы и варианты осуществления, которые были описаны применительно к контуру ядерного реактора, также образуют элементы и варианты осуществления самого ядерного реактора и что элементы и варианты осуществления ядерного реактора, которые являются частью или относятся к контуру ядерного реактора, также представляют собой элементы и варианты осуществления контура ядерного реактора.It should be clear that in a nuclear reactor that is composed of individual nuclear reactor loops, the elements and embodiments that have been described in relation to the nuclear reactor loop also form elements and embodiments of the nuclear reactor itself, and that the elements and embodiments of the nuclear reactor that are part of or related to the circuit of a nuclear reactor, are also elements and embodiments of the circuit of a nuclear reactor.

Изобретение дополнительно относится к способу эксплуатации контура ядерного реактора, как описано в настоящем документе в других местах, путем обеспечения контура ядерного реактора, размещения канала контура ядерного реактора вблизи активной зоны другого (тестируемого) ядерного реактора так, чтобы критическая зона канала контура подвергалась воздействию потока излучения другого реактора. Способ дополнительно предписывает подачу жидкости в контур, осуществление циркуляции жидкости через контур и подвергание жидкости воздействию потока излучения тестируемого ядерногоThe invention further relates to a method for operating a nuclear reactor loop, as described elsewhere herein, by providing a nuclear reactor loop, placing a nuclear reactor loop duct near the core of another (tested) nuclear reactor such that the critical zone of the loop duct is exposed to radiation flux another reactor. The method further comprises supplying a liquid to the loop, circulating the liquid through the loop, and exposing the liquid to the radiation flux of the nuclear device under test.

- 14 043120 реактора в канале. Способ дополнительно включает мониторинг характеристик (элементов) контура и/или жидкости (которая может представлять собой солевой расплав и может содержать делящиеся и/или воспроизводящие материалы или другие химическое элементы). Способ может дополнительно включать обеспечение ядерного топлива, содержащего делящиеся и/или воспроизводящие материалы. Ядерное топливо может подаваться в контур. Ядерное топливо может быть подвергнуто циркуляции в контуре и может быть подвергнуто воздействию потока излучения другого реактора, предпочтительно в критической зоне.- 14 043120 reactor in the channel. The method further includes monitoring the characteristics (elements) of the loop and/or fluid (which may be a molten salt and may contain fissile and/or fertile materials or other chemical elements). The method may further include providing nuclear fuel containing fissile and/or fertile materials. Nuclear fuel can be fed into the loop. The nuclear fuel may be circulated in a loop and may be exposed to radiation from another reactor, preferably in the critical zone.

При помещении контура ядерного реактора и, в частности, канала контура в поток нейтронов другого ядерного реактора, установку, материалы, из которых сделан контур, и/или жидкость (расплавленные соли) и/или воспроизводящий и делящийся материал в ядерном топливе, можно подвергать испытанию и аттестации, либо в сочетании друг с другом, либо по отдельности. Например, в одном варианте осуществления способ может включать обеспечение контура, описанного в настоящем документе в других местах, обеспечение жидкости (предпочтительно, солевого расплава) и подвергание контура и жидкости воздействию потока излучения существующего ядерного реактора для проведения мониторинга, испытаний и экспериментов по поведению материала контура, жидкости и рабочим характеристикам контура в целом. Полученные указанным образом данные полезны при усовершенствовании самого контура, состава жидкостей, используемых в контуре, и, в конечном счете, при дальнейших конструировании и оптимизации ядерного реактора по изобретению.By placing the loop of a nuclear reactor, and in particular the channel of the loop, into the neutron flux of another nuclear reactor, the facility, the materials of which the loop is made and/or the liquid (molten salts) and/or the fertile and fissile material in the nuclear fuel can be tested and attestations, either in combination with each other or separately. For example, in one embodiment, the method may include providing a loop as described elsewhere herein, providing a fluid (preferably a molten salt), and exposing the loop and fluid to an existing nuclear reactor's radiation flux to monitor, test, and experiment on the behavior of the loop material. , fluid and overall circuit performance. The data obtained in this way is useful in improving the circuit itself, the composition of the fluids used in the circuit, and, ultimately, in the further design and optimization of the nuclear reactor according to the invention.

Таким образом, в некоторых вариантах осуществления изобретения параметры для (компонентов) контура представляют собой, помимо прочих, поведение материалов, подверженных механизмам деградации при условиях жидкосолевого реактора, таких как контакт с солевым расплавом, высокой температурой и (нейтронным) излучением, обычно это такие аспекты поведения, как коррозионная стойкость, прочность, охрупчивание, ползучесть, вязкость при разрушении, термическое расширение, теплопроводность.Thus, in some embodiments of the invention, the parameters for the (components) of the loop are, among others, the behavior of materials subject to degradation mechanisms under molten salt reactor conditions, such as contact with molten salt, high temperature and (neutron) radiation, usually these aspects behaviors like corrosion resistance, strength, embrittlement, creep, fracture toughness, thermal expansion, thermal conductivity.

Таким образом, в некоторых вариантах осуществления изобретения параметры для характеристик жидкости представляют собой, помимо прочих, химический состав, растворение или осаждение продуктов деления, поведение продуктов активации, разрушение/разложение под действием излучения, коагуляция элементов в соли, тепло- и электропроводность, коррозионность, фторидный/хлоридный потенциал, вязкость.Thus, in some embodiments of the invention, the parameters for liquid characteristics are, among others, chemical composition, dissolution or precipitation of fission products, behavior of activation products, destruction/decomposition by radiation, coagulation of elements in salt, thermal and electrical conductivity, corrosiveness, fluoride/chloride potential, viscosity.

Таким образом, в некоторых вариантах осуществления изобретения параметры для ядерного топлива представляют собой, помимо прочих, растворение в солевом расплаве, потенциал осаждения, коагуляцию с другими элементами в соли.Thus, in some embodiments of the invention, the parameters for nuclear fuel are, among others, dissolution in molten salt, precipitation potential, coagulation with other elements in salt.

Таким образом, в некоторых вариантах осуществления изобретения параметры для рабочих характеристик контура представляют собой, помимо прочих, тепловыделение, безопасность эксплуатации, эффективность тепловыделения и теплопереноса, тестирование и аттестацию компонентов контура.Thus, in some embodiments of the invention, the parameters for loop performance are heat dissipation, operational safety, heat dissipation and heat transfer efficiency, testing and qualification of loop components, among others.

При эксплуатации контура таким образом также можно использовать контур по изобретению для большого числа применений, которые будут обсуждаться в настоящем документе в других местах, например, генерирование конкретных изотопов путем нейтронной активации, делящегося материала из воспроизводящего материала и т.д.By operating the circuit in this manner, it is also possible to use the circuit of the invention for a large number of applications, which will be discussed elsewhere in this document, such as the generation of specific isotopes by neutron activation, fissile material from fertile material, and so on.

В конкретном варианте осуществления способ может дополнительно включать этап генерирования изотопов, например, для медицинских, диагностических применений или применений при визуализации. Этот вариант осуществления может включать этап подачи конкретных элементов в контур, подвергания элементов воздействию потока нейтронов реактора и обеспечения трансмутации элементов в другие элементы и выделения получившихся в результате элементов из жидкости. Выделение может осуществляться поточно или автономно (т.е. жидкость можно удалять из контура и выделение осуществлять в другом месте). Сходным образом, продукты деления можно извлекать из контуров, в которых имеет место реакция деления, например, для медицинских, диагностических применений или для применений при визуализации.In a specific embodiment, the method may further include the step of generating isotopes, for example, for medical, diagnostic or imaging applications. This embodiment may include the step of supplying specific elements to the loop, exposing the elements to the neutron flux from the reactor, and causing the elements to transmute into other elements and isolate the resulting elements from the liquid. The selection can be carried out in-line or offline (ie, the liquid can be removed from the loop and the selection is carried out elsewhere). Similarly, fission products can be recovered from circuits in which fission reactions take place, for example, for medical, diagnostic, or imaging applications.

Конструкция контура по изобретению и ядерного реактора, содержащего контуры по изобретению, обладают определенными преимуществами, такими как, но не ограничиваясь ими:The design of the circuit according to the invention and a nuclear reactor containing circuits according to the invention have certain advantages, such as, but not limited to:

Они делают возможной стратегию замены и оптимизацию рабочих характеристик реактора путем замены контуров усовершенствованными контурами и контурами с усовершенствованными конструкциями каналов.They enable a replacement strategy and optimization of reactor performance by replacing loops with improved loops and loops with improved channel designs.

Множественные контуры реактора вместе образуют критическую зону реактора. Поэтому критическая масса в критической зоне разделена по отдельным защитным оболочкам. В случае стекания из контура критическая масса в критической зоне эффективно снижается, тем самым снижая или прекращая ядерную реакцию.The multiple reactor loops together form the critical zone of the reactor. Therefore, the critical mass in the critical zone is divided into separate protective shells. In the event of leakage from the loop, the critical mass in the critical zone is effectively reduced, thereby reducing or stopping the nuclear reaction.

Индивидуальные каналы (или контуры) могут содержать различные солевые составы с различными воспроизводящими, делящимися или другими материалами.Individual channels (or circuits) may contain different salt formulations with different fertile, fissile or other materials.

Конфигурация активной зоны реактора может быть выбрана такой, что каналы индивидуальных контуров размещены в различных местоположениях в критической зоне, чтобы служить по разным назначениям, таким как деление, воспроизводство и нейтронная активация, для получения оптимизированных рабочих характеристик.The reactor core configuration may be chosen such that individual loop channels are placed at different locations in the critical zone to serve different purposes such as fission, breeding, and neutron activation for optimized performance.

- 15 043120- 15 043120

Конфигурация активной зоны может быть выбрана такой, что каналы индивидуальных контуров размещены в различных местоположениях в критической зоне , чтобы генерировать спектр и распределение нейтронного потока для оптимизации рабочих характеристик каждого канала в каждом местоположении в реакторе.The core configuration can be chosen such that individual loop channels are placed at different locations in the critical zone to generate a neutron flux spectrum and distribution to optimize the performance of each channel at each location in the reactor.

Соль в канале может быть заменена другим солевым составом для изменения назначения канала в критической зоне реактора или зоне оболочки.The salt in the channel can be replaced with another salt composition to change the purpose of the channel in the critical zone of the reactor or the cladding zone.

Производство многих относительно мелких компонентов может быть более экономически эффективным, чем производство нескольких очень крупных компонентов. Экономия по количеству может перевесить экономию по масштабу.The production of many relatively small components can be more cost effective than the production of a few very large components. Economies of quantity may outweigh economies of scale.

Относительно мелкие компоненты обеспечивают возможность удобных испытаний на репрезентативных масштабах, что облегчает и снижает затраты и продолжительность разработки и аттестации компонентов и реактора.Relatively small components allow for convenient testing at representative scales, facilitating and reducing costs and time for component and reactor development and qualification.

В отличие от других конструкций (теплового) жидкосолевого реактора, конкретные материалы замедлителя, такие как графит, могут быть расположены снаружи и в промежутках между каналами, вместо нахождения в непосредственном контакте с несущими ядерное топливо солями. Таким образом, функция замедлителя может быть отделена от функций направления или удержания потока солевых расплавов. Это особенно удобно для графита, который является очень подходящим замедлителем, но демонстрирует очень сложное поведение в среде ядерного реактора. В качестве меры по продлению срока службы и технического обслуживания, отдельный замедлитель вокруг каналов может быть подвергнут повышению температуры для отжига радиационных повреждений, причем либо в ходе циклов эксплуатации, либо в промежутках между циклами эксплуатации, в результате чего исходные свойства материала могут быть восстановлены. Для графита это может быть очень эффективным, обеспечивая подходящие свойства замедлителя путем (повторяющегося) отжига, до такой степени, что материал замедлителя больше не будет требовать замены в течение срока службы реактора.Unlike other (thermal) molten salt reactor designs, specific moderator materials, such as graphite, can be located outside and in the spaces between the channels, instead of being in direct contact with the nuclear fuel-bearing salts. Thus, the function of the moderator can be separated from the functions of directing or holding the flow of salt melts. This is especially useful for graphite, which is a very suitable moderator but exhibits very complex behavior in a nuclear reactor environment. As a life extension and maintenance measure, a separate moderator around the channels can be subjected to a temperature increase to anneal radiation damage, either during or between service cycles, whereby the original material properties can be restored. For graphite, this can be very effective, providing suitable moderator properties by (repetitive) annealing, to the extent that the moderator material will no longer need to be replaced during the lifetime of the reactor.

Физическое отделение соли в каналах от замедлителя, находящегося в промежутках между каналами, также обеспечивает возможность термической оптимизации замедлителя, в значительной мере независимой от температуры канала и соли. Материал замедлителя, например, можно доводить до и поддерживать при температурах, отличных от температур соли или канала, чтобы минимизировать влияние радиационного повреждения в ходе эксплуатации для максимизации срока службы. Например, графитовый замедлитель можно поддерживать при более низкой температуре, чем типичные температуры соли, за счет чего влияние радиационного повреждения снижается, а срок службы максимизируется.The physical separation of the salt in the channels from the moderator in between the channels also allows for thermal optimization of the moderator largely independent of channel and salt temperature. The moderator material, for example, can be brought to and maintained at temperatures other than those of the salt or channel to minimize the effects of radiation damage during operation to maximize service life. For example, the graphite moderator can be maintained at a lower temperature than typical salt temperatures, whereby the effect of radiation damage is reduced and service life is maximized.

Поскольку реактор с модульной активной зоной образован сборкой отдельных, индивидуальных и независимых контуров реактора, система и каждый индивидуальный контур состоит из относительно мелких компонентов, которые работают при низком давлении. Система, построенная из мелких компонентов, позволяет, например, отсоединять канал от контура и удалять его из контура в экранированный контейнер для транспортировки к месту кондиционирования, утилизации или, если это применимо, для переработки. После этого может быть введен новый канал (или другой элемент). Например, это может происходить по вертикали через экран защиты от излучения наверху реактора. Тот же подход может быть применен для других частей и компонентов контура, или всего контура целиком.Since the modular core reactor is formed by an assembly of separate, individual and independent reactor loops, the system and each individual loop consists of relatively small components that operate at low pressure. The system, built from small components, allows, for example, the channel to be disconnected from the loop and removed from the loop into a shielded container for transport to a conditioning site, disposal, or, if applicable, for recycling. After that, a new channel (or other element) can be introduced. For example, this can happen vertically through a radiation shield at the top of the reactor. The same approach can be applied to other parts and components of the path, or the entire path.

Ссылочные номера:Reference numbers:

- область активной зоны;- area of the active zone;

- область оболочки;- shell area;

- петля;- a loop;

- канал;- channel;

a - канал с проходом вверх;a - channel with upward passage;

b - канал с проходом вниз;b - channel with a passage down;

- резервуар для жидкости;- reservoir for liquid;

- линия подвода;- supply line;

- линия отвода;- branch line;

- линия возврата;- return line;

- канал оболочки;- shell channel;

- замедлитель или незамедляющая среда;- moderator or non-retarding medium;

- активный или пассивный клапан (застывшая пробка) к резервуару для жидкости;- active or passive valve (frozen plug) to the fluid reservoir;

- трубка с проходом вверх;- a tube with a passage up;

- трубка с проходом вниз;- a tube with a passage down;

- внутренняя трубка;- inner tube;

- внешняя трубка;- outer tube;

- расширительный бак;- expansion tank;

- теплообменник;- heat exchanger;

- насос;- pump;

- обработка;- treatment;

- подаваемый материал;- supplied material;

- 16 043120- 16 043120

- вторичная система нагрева;- secondary heating system;

- продукты деления и активации;- fission and activation products;

- продукты деления и активации;- fission and activation products;

- воспроизводящие, делящиеся материалы и материалы-мишени;- reproducing, fissile materials and target materials;

- экран;- screen;

- критическая зона;- critical zone;

- одиночная трубка с проходом вверх;- a single tube with a passage up;

- множественные трубки с проходом вниз;- multiple tubes with a passage down;

- защитная оболочка канала;- protective shell of the channel;

- соединение петли-защитной оболочки канала;- connection of the loop-protective shell of the channel;

- проход через отражатель нейтронов и/или экран защиты от излучения для удаления/замены канала и защитной оболочки канала;- passing through a neutron reflector and/or a radiation shield to remove/replace the channel and the containment of the channel;

- проход через отражатель нейтронов и/или экран защиты от излучения для удаления/замены резервуара для жидкости.- passage through the neutron reflector and/or radiation shield to remove/replace the liquid reservoir.

Claims (19)

1. Ядерный реактор, содержащий область активной зоны и область оболочки, и причем реактор составлен из множества отдельных и индивидуальных контуров или модулей ядерного реактора, причем каждый контур содержит петлю (3), причем петля (3) способна содержать жидкость, содержащую воспроизводящие и/или делящиеся материалы в качестве ядерного топлива и, необязательно, циркулирующую, причем петля содержит канал (4), предпочтительно практически прямой, который является частью петли и который расположен в практически вертикальном расположении, причем канал обеспечивает проход (4а, 4b) вверх и вниз для жидкости в петле, причем каждый из каналов упомянутого множества контуров расположен в области активной зоны, и при этом каждый отдельный и индивидуальный контур ядерного реактора является независимо извлекаемым из ядерного реактора.1. A nuclear reactor containing a core area and a shell area, and moreover, the reactor is composed of a plurality of separate and individual circuits or modules of a nuclear reactor, each circuit contains a loop (3), moreover, the loop (3) is capable of containing a liquid containing reproducing and / or fissile materials as nuclear fuel and optionally circulating, wherein the loop comprises a channel (4), preferably substantially straight, which is part of the loop and which is located in a substantially vertical arrangement, the channel providing an up and down passage (4a, 4b) for liquid in the loop, wherein each of the channels of said plurality of circuits is located in the core area, and each separate and individual circuit of the nuclear reactor is independently extractable from the nuclear reactor. 2. Ядерный реактор по п.1, причем индивидуальный контур содержит подкритическое количество ядерного топлива в критической зоне реактора.2. Nuclear reactor according to claim 1, wherein the individual circuit contains a subcritical amount of nuclear fuel in the critical zone of the reactor. 3. Ядерный реактор по п.1, причем упомянутое множество отдельных и индивидуальных контуров или модулей ядерного реактора обеспечивают критическое количество топлива в реакторе, предпочтительно в критической зоне, так что может поддерживаться ядерная реакция.3. The nuclear reactor of claim 1, wherein said plurality of separate and individual nuclear reactor circuits or modules provide a critical amount of fuel to the reactor, preferably in the critical zone, so that nuclear reaction can be maintained. 4. Ядерный реактор по п.1, причем канал в контуре представляет собой одиночную трубу, пучок труб, трубу в трубе или (монолитное) снабженное каналами тело.4. Nuclear reactor according to claim 1, wherein the channel in the loop is a single pipe, a bundle of pipes, a pipe in a pipe, or a (monolithic) channeled body. 5. Ядерный реактор по любому из предыдущих пунктов, причем канал является съемным.5. Nuclear reactor according to any one of the preceding claims, wherein the channel is removable. 6. Ядерный реактор по любому из предыдущих пунктов, причем канал снабжен необязательно съемной защитной оболочкой (29).6. Nuclear reactor according to any one of the preceding claims, wherein the duct is provided with an optional removable containment (29). 7. Ядерный реактор по любому из предыдущих пунктов, причем канал имеет подающий конец и выпускной конец, оба из которых являются частью петли и/или соединены с петлей, так что подача жидкости в канал и выпуск из канала происходит на одной и той же стороне канала.7. Nuclear reactor according to any of the preceding claims, wherein the channel has a supply end and an outlet end, both of which are part of a loop and/or connected to the loop, so that the supply of liquid to the channel and the outlet from the channel occur on the same side of the channel . 8. Ядерный реактор по п.5, причем расположение каналов образует критическую зону ядерного реактора.8. Nuclear reactor according to claim 5, wherein the arrangement of the channels forms the critical zone of the nuclear reactor. 9. Ядерный реактор по п.5 или 6, причем каждый канал содержит подкритическое количество ядерного топлива в критической зоне реактора.9. Nuclear reactor according to claim 5 or 6, each channel contains a subcritical amount of nuclear fuel in the critical zone of the reactor. 10. Ядерный реактор по любому из предыдущих пунктов, причем критическая зона реактора дополнительно содержит замедлитель.10. A nuclear reactor according to any one of the preceding claims, wherein the critical zone of the reactor further comprises a moderator. 11. Ядерный реактор по любому из предыдущих пунктов, причем каналы расположены в активной зоне, предпочтительно по одному или более кругов, предпочтительно по одному концентрическому кругу.11. A nuclear reactor according to any one of the preceding claims, wherein the channels are located in the core, preferably in one or more circles, preferably in one concentric circle. 12. Ядерный реактор по любому из предыдущих пунктов, причем каналы расположены в замедлителе, предпочтительно по одному или более кругов, предпочтительно по одному концентрическому кругу.12. A nuclear reactor according to any one of the preceding claims, wherein the channels are arranged in the moderator, preferably in one or more circles, preferably in one concentric circle. 13. Способ эксплуатации ядерного реактора, включающий этапы:13. A method of operating a nuclear reactor, including the steps: обеспечение ядерного реактора, охарактеризованного в пп.1-10, содержащего множественные контуры;providing a nuclear reactor, described in paragraphs.1-10, containing multiple circuits; обеспечение ядерного топлива, содержащего воспроизводящие и/или делящиеся материалы;provision of nuclear fuel containing fertile and/or fissile materials; подача ядерного топлива во множество контуров;supply of nuclear fuel to a plurality of circuits; приведение ядерного топлива в каналах контуров в критическую конфигурацию.bringing nuclear fuel in the channels of the circuits to a critical configuration. 14. Способ эксплуатации контура ядерного реактора путем расположения канала контура ядерного реактора, охарактеризованного в любом из пп.1-5, вблизи активной зоны другого ядерного реактора, так что канал контура подвергается воздействию потока нейтронов другого реактора.14. A method of operating a nuclear reactor loop by locating a nuclear reactor loop duct as defined in any one of claims 1 to 5 near the core of another nuclear reactor such that the loop duct is exposed to the neutron flux of the other reactor. 15. Способ по п.14, включающий этапы:15. The method according to claim 14, including the steps: - 17 043120 обеспечение контура ядерного реактора, охарактеризованного в любом из пп.1-10;- 17 043120 providing the loop of a nuclear reactor, characterized in any one of paragraphs.1-10; обеспечение ядерного топлива, содержащего воспроизводящие и/или делящиеся материалы;provision of nuclear fuel containing fertile and/or fissile materials; подача ядерного топлива в контур;supply of nuclear fuel to the circuit; необязательно, обеспечение циркуляции ядерного топлива в контуре;optionally, ensuring the circulation of nuclear fuel in the loop; подвергание ядерного топлива в критической зоне контура воздействию потока нейтронов другого реактора и мониторинга и/или моделирования одного или более параметров:exposing nuclear fuel in the critical zone of the circuit to the neutron flux of another reactor and monitoring and/or modeling one or more parameters: i) компонентов контура, ii) жидкости, iii) поведения образца материала, iv) ядерного топлива и/илиi) circuit components, ii) fluid, iii) behavior of material sample, iv) nuclear fuel and/or v) рабочих характеристик контура.v) loop performance. 16. Способ по п.13, дополнительно включающий этапы эксплуатации реактора в критической конфигурации, причем по меньшей мере часть контуров подают делящийся материал в критическую зону с замедлением или без него для поддержания реакции деления;16. The method of claim 13, further comprising the steps of operating the reactor in a critical configuration, wherein at least a portion of the loops feed fissile material into the critical zone, with or without delay, to sustain the fission reaction; эксплуатации части контуров в режиме воспроизводства при сжигании в критической зоне, причем избыточные нейтроны от реакции деления позволяют генерировать делящийся материал из воспроизводящих материалов, например 233U из 232Th, или 239Pu из 238U, предпочтительно 233U из 232Th, и вызывать деление по меньшей мере части сгенерированных делящихся материалов;operation of part of the circuits in breeding mode during combustion in the critical zone, and excess neutrons from the fission reaction make it possible to generate fissile material from fertile materials, for example, 233 U from 232 Th, or 239 Pu from 238 U, preferably 233 U from 232 Th, and cause fission at least a portion of the generated fissile materials; установления равновесия между воспроизводством и сжиганием в одном или более контуров;establishing a balance between reproduction and combustion in one or more circuits; замены жидкости в одном или более других контуров реактора, тем самым с переключением других контуров с режима сжигания на режим воспроизводства;replacing fluid in one or more other reactor circuits, thereby switching the other circuits from a combustion mode to a breeding mode; обеспечения возможности достижения контурами равновесия, с обеспечением тем самым реакторной установки, которая работает в замкнутом ядерном топливном цикле воспроизводства-сжигания.enabling the circuits to achieve equilibrium, thereby providing a reactor plant that operates in a closed nuclear fuel cycle of breeding-burning. 17. Способ удаления и/или замены компонентов контура ядерного реактора по любому из пп.1-12, включающий этапы отсоединения канала, защитной оболочки канала и/или резервуара для жидкости от контура ядерного реактора, удаления и/или замены канала, защитной оболочки канала и/или резервуара для жидкости из контура ядерного реактора.17. A method for removing and/or replacing components of a nuclear reactor loop according to any one of claims 1 to 12, comprising the steps of detaching the channel, the channel containment and/or the liquid reservoir from the nuclear reactor loop, removing and/or replacing the channel, the channel containment and/or a reservoir for liquid from the nuclear reactor loop. 18. Способ по п.17, причем контур ядерного реактора помещен в конфигурации ядерного реактора, содержащей множественные контуры ядерного реактора, причем из одного из контуров ядерного реактора заменяемые соединенные канал, защитную оболочку канала и резервуары для жидкости удаляют и/или заменяют из области активной зоны или оболочки реактора.18. The method of claim 17, wherein the nuclear reactor loop is placed in a nuclear reactor configuration comprising multiple nuclear reactor loops, wherein from one of the nuclear reactor loops, replaceable connected conduit, conduit containment, and fluid reservoirs are removed and/or replaced from the active region. zones or reactor shells. 19. Способ по п.17 или 18, причем удаление или замену осуществляют путем практически вертикального перемещения заменяемых соединенных канала, защитной оболочки канала и/или резервуаров для жидкости.19. The method according to claim 17 or 18, wherein the removal or replacement is carried out by substantially vertical movement of the interchangeable connected conduit, conduit containment and/or fluid reservoirs.
EA202193023 2019-05-03 2020-05-01 LIQUID SALT NUCLEAR REACTOR WITH MODULAR CORE EA043120B1 (en)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
EP19172597.7 2019-05-03

Publications (1)

Publication Number Publication Date
EA043120B1 true EA043120B1 (en) 2023-04-26

Family

ID=

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CA2863845C (en) Integral molten salt reactor
Sinha et al. Design and development of the AHWR—the Indian thorium fuelled innovative nuclear reactor
Triplett et al. PRISM: a competitive small modular sodium-cooled reactor
Ignatiev et al. Molten-salt reactors: new possibilities, problems and solutions
Forsberg et al. Liquid salt applications and molten salt reactors
Forsberg et al. Fluoride-salt-cooled high-temperature reactor (fhr) using british advanced gas-cooled reactor (agr) refueling technology and decay heat removal systems that prevent salt freezing
Forsberg et al. Design options for the advanced high-temperature reactor
JP7490046B2 (en) Modular Core Molten Salt Reactor
Sinha et al. Generation-IV concepts: India
Frogheri et al. The advanced lead fast reactor European demonstrator (ALFRED)
EA043120B1 (en) LIQUID SALT NUCLEAR REACTOR WITH MODULAR CORE
Arshi et al. Investigation of safety aspects during steady state operation of Tehran research reactor fuel test loop
Scarlat et al. Solid fuel, salt-cooled reactors
Zhang et al. Research on ultra high flux research reactor
McDuffee et al. Evaluation of Flowing Salt Irradiation Facilities with High Neutron Flux
Paramonov et al. Generation IV concepts: USSR and Russia
Latge et al. The ASTRID project and related R&D on Na technology
Böning et al. Physics and safety of advanced research reactors
Yang et al. Stationary Liquid Fuel Fast Reactor
Uzikov et al. The Concept of the Heat Removal System of a High‐Flux Research Reactor
Filippov et al. Prospects for the development of a direct-flow vessel reactor with superheated steam
Jing et al. Stationary liquid fuel fast reactor SLFFR–Part I: Core design
Ichimiya Plant Concepts and Mechanisms
Farmer Assessing the economics of the liquid metal fast breeder reactor
Moses et al. Plutonium disposition in the BN-600 fast-neutron reactor at the Beloyarsk nuclear power plant