RU2527425C2 - Ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания - Google Patents
Ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания Download PDFInfo
- Publication number
- RU2527425C2 RU2527425C2 RU2011143468/07A RU2011143468A RU2527425C2 RU 2527425 C2 RU2527425 C2 RU 2527425C2 RU 2011143468/07 A RU2011143468/07 A RU 2011143468/07A RU 2011143468 A RU2011143468 A RU 2011143468A RU 2527425 C2 RU2527425 C2 RU 2527425C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- combustion front
- neutron
- combustion
- neutron flux
- block
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 201
- 230000004992 fission Effects 0.000 title claims abstract description 172
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title abstract description 203
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 92
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims abstract description 82
- 230000006378 damage Effects 0.000 claims abstract description 69
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 claims abstract description 48
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 claims description 397
- 230000004907 flux Effects 0.000 claims description 259
- 230000004044 response Effects 0.000 claims description 55
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 claims description 14
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 13
- 230000008569 process Effects 0.000 claims description 10
- 238000002139 neutron reflectometry Methods 0.000 claims description 8
- 230000005255 beta decay Effects 0.000 claims description 6
- 229910000851 Alloy steel Inorganic materials 0.000 claims description 2
- QYEXBYZXHDUPRC-UHFFFAOYSA-N B#[Ti]#B Chemical compound B#[Ti]#B QYEXBYZXHDUPRC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910052580 B4C Inorganic materials 0.000 claims description 2
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910000925 Cd alloy Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 229910052692 Dysprosium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 229910052691 Erbium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 229910052693 Europium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 229910052688 Gadolinium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N Lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910052772 Samarium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- BQCADISMDOOEFD-UHFFFAOYSA-N Silver Chemical compound [Ag] BQCADISMDOOEFD-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910033181 TiB2 Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 229910007948 ZrB2 Inorganic materials 0.000 claims description 2
- BCEYEWXLSNZEFA-UHFFFAOYSA-N [Ag].[Cd].[In] Chemical compound [Ag].[Cd].[In] BCEYEWXLSNZEFA-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910052790 beryllium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N beryllium atom Chemical compound [Be] ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 claims description 2
- INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N boron carbide Chemical compound B12B3B4C32B41 INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- VWZIXVXBCBBRGP-UHFFFAOYSA-N boron;zirconium Chemical compound B#[Zr]#B VWZIXVXBCBBRGP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910052793 cadmium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N cadmium atom Chemical compound [Cd] BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910017052 cobalt Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000010941 cobalt Substances 0.000 claims description 2
- GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N cobalt atom Chemical compound [Co] GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 claims description 2
- KBQHZAAAGSGFKK-UHFFFAOYSA-N dysprosium atom Chemical compound [Dy] KBQHZAAAGSGFKK-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910002108 dysprosium titanate Inorganic materials 0.000 claims description 2
- UYAHIZSMUZPPFV-UHFFFAOYSA-N erbium Chemical compound [Er] UYAHIZSMUZPPFV-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- OGPBJKLSAFTDLK-UHFFFAOYSA-N europium atom Chemical compound [Eu] OGPBJKLSAFTDLK-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N gadolinium atom Chemical compound [Gd] UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- JJSINHRPPHLULR-UHFFFAOYSA-N gadolinium(3+);oxygen(2-);titanium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2].[Ti+4].[Ti+4].[Gd+3].[Gd+3] JJSINHRPPHLULR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910052735 hafnium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N hafnium atom Chemical compound [Hf] VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- MELCCCHYSRGEEL-UHFFFAOYSA-N hafnium diboride Chemical compound [Hf]1B=B1 MELCCCHYSRGEEL-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910052738 indium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- APFVFJFRJDLVQX-UHFFFAOYSA-N indium atom Chemical compound [In] APFVFJFRJDLVQX-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910052744 lithium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- KZUNJOHGWZRPMI-UHFFFAOYSA-N samarium atom Chemical compound [Sm] KZUNJOHGWZRPMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910052709 silver Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000004332 silver Substances 0.000 claims description 2
- WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N tungsten Chemical compound [W] WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910052721 tungsten Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000010937 tungsten Substances 0.000 claims description 2
- LEONUFNNVUYDNQ-UHFFFAOYSA-N vanadium atom Chemical compound [V] LEONUFNNVUYDNQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 claims 1
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 abstract description 48
- 238000004200 deflagration Methods 0.000 abstract description 27
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 abstract description 14
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 4
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 3
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 35
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 17
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 16
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 16
- 239000012809 cooling fluid Substances 0.000 description 15
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 12
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 10
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 10
- 230000008859 change Effects 0.000 description 9
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 7
- 238000013461 design Methods 0.000 description 7
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 7
- ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 232Th Chemical compound [232Th] ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 0.000 description 6
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 description 5
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 5
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 5
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 5
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 5
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 5
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 5
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 5
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 description 4
- 238000002789 length control Methods 0.000 description 4
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 4
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 4
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 4
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 4
- 230000002745 absorbent Effects 0.000 description 3
- 239000002250 absorbent Substances 0.000 description 3
- MVXWAZXVYXTENN-UHFFFAOYSA-N azanylidyneuranium Chemical compound [U]#N MVXWAZXVYXTENN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 3
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 3
- -1 ferrous metals Chemical class 0.000 description 3
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 3
- 230000007257 malfunction Effects 0.000 description 3
- 230000001902 propagating effect Effects 0.000 description 3
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 description 3
- OYEHPCDNVJXUIW-FTXFMUIASA-N 239Pu Chemical compound [239Pu] OYEHPCDNVJXUIW-FTXFMUIASA-N 0.000 description 2
- CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N Carbon dioxide Chemical compound O=C=O CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- ASDFNNABRKNTPE-UHFFFAOYSA-N N.[Th] Chemical compound N.[Th] ASDFNNABRKNTPE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 2
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 2
- 238000004891 communication Methods 0.000 description 2
- 239000002131 composite material Substances 0.000 description 2
- 238000004004 elastic neutron scattering Methods 0.000 description 2
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 2
- 230000010349 pulsation Effects 0.000 description 2
- 238000005086 pumping Methods 0.000 description 2
- 239000011257 shell material Substances 0.000 description 2
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 2
- 230000003685 thermal hair damage Effects 0.000 description 2
- ZSLUVFAKFWKJRC-UHFFFAOYSA-N thorium Chemical compound [Th] ZSLUVFAKFWKJRC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- ZCUFMDLYAMJYST-UHFFFAOYSA-N thorium dioxide Chemical compound O=[Th]=O ZCUFMDLYAMJYST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- JCMLRUNDSXARRW-UHFFFAOYSA-N trioxouranium Chemical compound O=[U](=O)=O JCMLRUNDSXARRW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- JFALSRSLKYAFGM-FTXFMUIASA-N uranium-233 Chemical compound [233U] JFALSRSLKYAFGM-FTXFMUIASA-N 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 2
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 1
- IQWPWKFTJFECBS-UHFFFAOYSA-N O=[U](=O)O[U](=O)(=O)O[U](=O)=O Chemical compound O=[U](=O)O[U](=O)(=O)O[U](=O)=O IQWPWKFTJFECBS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000978 Pb alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- 241000183024 Populus tremula Species 0.000 description 1
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- BLUNOGNZYWLLNR-UHFFFAOYSA-N [O--].[U++] Chemical compound [O--].[U++] BLUNOGNZYWLLNR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- PSPBAKLTRUOTFX-UHFFFAOYSA-N [O-2].[Pu+4].[U+6].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2] Chemical compound [O-2].[Pu+4].[U+6].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2] PSPBAKLTRUOTFX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 1
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 description 1
- 239000011149 active material Substances 0.000 description 1
- 239000013543 active substance Substances 0.000 description 1
- 229910052797 bismuth Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000000903 blocking effect Effects 0.000 description 1
- 229910002092 carbon dioxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001569 carbon dioxide Substances 0.000 description 1
- 239000003818 cinder Substances 0.000 description 1
- 238000004590 computer program Methods 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000005315 distribution function Methods 0.000 description 1
- YZUCHPMXUOSLOJ-UHFFFAOYSA-N ethyne;thorium Chemical compound [Th].[C-]#[C] YZUCHPMXUOSLOJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000007717 exclusion Effects 0.000 description 1
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 1
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 1
- NBVXSUQYWXRMNV-UHFFFAOYSA-N fluoromethane Chemical compound FC NBVXSUQYWXRMNV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 1
- 230000008570 general process Effects 0.000 description 1
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 1
- 229910001385 heavy metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000002452 interceptive effect Effects 0.000 description 1
- 230000000155 isotopic effect Effects 0.000 description 1
- 239000007791 liquid phase Substances 0.000 description 1
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 229910000734 martensite Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000013011 mating Effects 0.000 description 1
- 229910052752 metalloid Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000002738 metalloids Chemical class 0.000 description 1
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 1
- 239000003607 modifier Substances 0.000 description 1
- 238000001956 neutron scattering Methods 0.000 description 1
- 150000004767 nitrides Chemical class 0.000 description 1
- 229910052756 noble gas Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000013021 overheating Methods 0.000 description 1
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000003071 parasitic effect Effects 0.000 description 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 1
- 239000012071 phase Substances 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 1
- 230000035755 proliferation Effects 0.000 description 1
- 230000000644 propagated effect Effects 0.000 description 1
- 230000003362 replicative effect Effects 0.000 description 1
- 238000012552 review Methods 0.000 description 1
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 1
- 230000002123 temporal effect Effects 0.000 description 1
- 229910003452 thorium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000009466 transformation Effects 0.000 description 1
- 230000001131 transforming effect Effects 0.000 description 1
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- NBWXXYPQEPQUSB-UHFFFAOYSA-N uranium zirconium Chemical compound [Zr].[Zr].[U] NBWXXYPQEPQUSB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229920002554 vinyl polymer Polymers 0.000 description 1
- 239000002023 wood Substances 0.000 description 1
- ZVWKZXLXHLZXLS-UHFFFAOYSA-N zirconium nitride Chemical compound [Zr]#N ZVWKZXLXHLZXLS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
- G21C1/026—Reactors not needing refuelling, i.e. reactors of the type breed-and-burn, e.g. travelling or deflagration wave reactors or seed-blanket reactors
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
- G21C1/024—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core where the core is divided in zones with fuel and zones with breeding material
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
- G21C19/50—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated fluid fuel, e.g. regeneration of fuels while the reactor is in operation
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/06—Casings; Jackets
- G21C3/07—Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/18—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
- G21C5/20—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone wherein one zone contains fissile material and another zone contains breeder material
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
- G21C7/10—Construction of control elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/34—Control of nuclear reaction by utilisation of a primary neutron source
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/02—Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Группа изобретений относится к способам управления глубиной выгорания ядерного топлива. В ядерном реакторе деления на бегущей волне тепловыделяющая сборка содержит большое количество тепловыделяющих элементов ядерного деления, которые подвергаются воздействию фронта горения дефлаграционной волны, которая, в свою очередь, проходит через тепловыделяющие элементы. Избыточной реактивностью управляют посредством большого количества подвижных структур поглотителей нейтронов, которые выборочно вставляют и вынимают из тепловыделяющей сборки с целью управления избыточной реактивностью и, следовательно, местоположением, скоростью и профилем фронта горения. Управлением местоположением, скоростью и профилем фронта горения управляют флюенсом нейтронов, испытываемым конструкционными материалами тепловыделяющей сборки. Технический результат - снижение риска теплового и радиационного повреждения конструкционных материалов. 2 н. и 43 з.п. ф-лы, 65 ил.
Description
ПРЕДПОСЫЛКИ
Эта заявка в целом касается управления ядерными реакциями и, в частности, относится к ядерному реактору деления на бегущей волне, тепловыделяющей сборке, а также к способу управления в ней глубиной выгорания.
Как известно, при работе ядерного реактора деления нейтроны известной энергии поглощаются нуклидами, имеющими высокую атомную массу. Получающееся составное ядро разделяется на продукты деления, которые включают два фрагмента деления с более низкой атомной массой, а также продукты распада. Нуклиды, которые известны, что они претерпевают такое деление под действием нейтронов всех энергий, включают уран-233, уран-235 и плутоний-239, которые являются расщепляющимися нуклидами. Например, тепловые нейтроны с кинетической энергией 0,0253 эВ (электронВольт) могут быть использован для деления ядер U-235. Торий-232 и уран-238, которые являются воспроизводящими нуклидами, не претерпевают вынужденного деления за исключением быстрых нейтронов, которые имеют кинетическую энергию не менее 1 МэВ (миллион электрон-вольт). Полная кинетическая энергия, выделяющаяся в каждом акте деления, составляет около 200 МэВ. Эта кинетическая энергия, в конечном счете, превращается в тепло.
Более того, процесс деления, который начинается с первоначальным источником нейтронов, высвобождает дополнительные нейтроны, а также преобразует кинетическую энергию в тепло. Это приводит к самоподдерживающейся цепной реакции, которая сопровождается непрерывным выделением энергии.
Пиротрон (Pyrotron) на бегущей волне для непрерывной работы раскрыт в патенте США №3093569, выданном 11 июня 1963 года на имя Ричарда Ф. Поста с соавторами и озаглавленном «Пиротрон на бегущей волне». Этот патент раскрывает реактор непрерывного действия или устройство для повышения энергии и плотности плазмы и проведения в нем ядерных реакций. Целью изобретения является использование Пиротрона с бегущими магнитными волнами для осуществления захвата, нагрева и рекуперации энергии заряженных частиц в отдельных локализованных областях, каждая из которых с течением временем движется по устройству. Тем не менее, этот патент, по всей видимости, не раскрывает ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющую сборку и способ управления в нем глубиной выгорания, как описано и заявлено в настоящем документе.
Патент США №3799839, выданный 6 марта 1974 года на имя Дэвида Л.Фишера с соавторами и озаглавленный «Управление реакционной способностью и распределением энергии ядерного реактора», раскрывает пространственное распределение, количество, плотность и конфигурацию поглотителей нейтронов для управления заданным количеством избыточной реактивности и для поддержания постоянного или стационарного распределения энергии в течение рабочего цикла активной зоны ядерного реактора. В соответствии с этим патентом объектом изобретения является использование расположения поглотителей нейтронов в активной зоне ядерного реактора, которое обеспечивает по существу стационарное распределение мощности в активной зоне в течение всего периода рабочего цикла. Кроме того, в соответствии с этим патентом другие цели достигаются в соответствии с изобретением путем определения согласованной мощности и сопутствующего распределения реактивности для рабочих циклов: путем определения результирующей избыточной локальной реактивности, а также путем использования пространственно распределенных поглотителей нейтронов в таких количестве, плотности и конфигурации, чтобы по существу соответствовать изменениям в избыточной локальной реактивности в течение всего периода рабочего цикла. Тем не менее, этот патент, по всей видимости, не раскрывает ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющую сборку и способ управления в ней глубиной выгорания, как описано и заявлено в настоящем документе.
Патент США №3489646, выданный 13 января 1970 года на имя Жана-Поля Ван Диву с соавторами и озаглавленный «Способ пульсации или модуляции ядерного реактора», относится к способу пульсации или модуляции работы ядерного реактора. Этот патент раскрывает модуляцию реактора путем периодического изменения плотности нейтронного потока. В соответствии с этим патентом работа ядерного реактора управляется путем перемещения одной или нескольких структур, содержащих по меньшей мере в некоторых местоположениях, некоторое количество нейтронно-активного вещества, в местоположение, расположенное за пределами зоны ядерного деления реактора, чтобы, тем самым, изменять в зависимости от скорости структуры нейтронный поток, исходящий из активной зоны реактора. Образцы нейтронно-активных материалов, которые, таким образом, изменяют реактивность реакторной системы извне, могут представлять собой генерирующий нейтроны и/или влияющий на нейтроны материал, такой как способный к ядерному делению материал, отражающий материал или иное влияющее на нейтроны вещество. Тем не менее, этот патент, по всей видимости, не раскрывает ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющую сборку и способ управления в ней глубиной выгорания, как описано и заявлено в настоящем документе.
Ни один из представленных выше документов предшествующего уровня техники не раскрывает ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющую сборку и способ управления в ней глубиной выгорания, как описано и заявлено в настоящем документе.
Следовательно, что действительно необходимо, так это ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания, как описано и заявлено в настоящем документе.
СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ
В соответствии с одним аспектом настоящего изобретения предусмотрен способ управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока, включающий модуляцию нейтронного потока, излучаемого ядерным реактором деления на бегущей волне.
В соответствии с другим аспектом настоящего изобретения предлагается способ управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока, включающий модуляцию нейтронного потока, излучаемого ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения.
В соответствии с другим аспектом настоящего изобретения предлагается ядерный реактор деления на бегущей волне, содержащий активную зону ядерного реактора и тепловыделяющую сборку ядерного реактора деления, расположенную в активной зоне реактора, причем тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления выполнена с возможностью достижения значения глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже.
В соответствии с дополнительным аспектом настоящего изобретения предлагается ядерный реактор деления на бегущей волне, содержащий активную зону ядерного реактора, способную создавать фронт горения; тепловыделяющую сборку ядерного реактора деления, расположенную в ядерном реакторе; влияющее на нейтроны вещество, расположенное в тепловыделяющей сборке ядерного реактора деления, а также систему управления, выполненную с возможностью управления расположением взаимодействующего с ядрами материала в ответ на параметр, связанный с фронтом горения.
В соответствии с еще одним аспектом настоящего изобретения предлагается ядерный реактор деления на бегущей волне, способный управлять глубиной выгорания, содержащий корпус реактора, тепловыделяющую сборку ядерного реактора деления, герметично расположенную в корпусе реактора, причем тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления содержит влияющий на нейтроны материал, расположенный по заданной схеме загрузки, а также съемный воспламенитель ядерного деления, выполненный с возможностью размещения в нейтронном сообщении с влияющим на нейтроны материалом, при этом воспламенитель ядерного деления выполнен с возможностью воспламенения фронта горения дефлаграционной волны, распространяющейся через влияющий на нейтроны материал.
Особенностью настоящего изобретения является то, что предусмотрен поглощающий нейтроны материал в виде управляющих стержней, отражатель, или излучающий нейтроны материал, или другой материал, поглотитель, который усиливает поглощение в местоположении относительно фронта горения дефлаграционной волны.
В дополнение к вышесказанному различные другие аспекты способа и/или устройства изложены и описаны далее в раскрытии изобретения, таком как текст (например, формула изобретения и/или подробное описание) и/или чертежи настоящей заявки.
Все вышесказанное является сущностью изобретения и, следовательно, может содержать упрощения, обобщения, включения и/или исключения подробностей; следовательно, специалисты в данной области техники должны понимать, что сущность изобретения носит исключительно иллюстративный характер и не предназначена быть в любом случае ограничивающей. В дополнение к описанным выше иллюстративным аспектам, вариантам выполнения и признакам дополнительные аспекты, варианты выполнения и признаки станут очевидны со ссылкой на чертежи и последующее подробное описание.
КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ
Несмотря на то что описание завершается формулой изобретения, более конкретно указывающей и отчетливо заявляющей предмет настоящего изобретения, следует понимать, что описание будет лучше понятно из нижеследующего подробного описания, взятого в совокупности с прилагаемыми чертежами. Кроме того, использование тех же самых символов на различных чертежах, как правило, указывает на аналогичные или идентичные элементы.
Фиг.1 представляет собой вид, частично сверху, конструкции ядерного реактора деления;
Фиг.2 представляет собой график, показывающий сечение как функцию энергии нейтронов;
Фиг.3 представляет собой график, показывающий сечение как функцию энергии нейтронов вместе с соотношениями этих сечений от энергии нейтронов;
Фиг.4 представляет собой вид, частично сверху, общего представления тепловыделяющей сборки ядерного реактора деления;
Фиг.5 представляет собой вид в частичном вертикальном сечении ядерного тепловыделяющего элемента;
Фиг.6 представляет собой вид в частичном вертикальном сечении управляющего стержня;
Фиг.7 представляет собой вид в частичном вертикальном сечении стержня отражателя;
Фиг.8 представляет собой вид в горизонтальном сечении первого варианта выполнения тепловыделяющей сборки, причем этот вид изображает два противоположно расположенных и симметричных дефлаграционных фронтов горения, инициированных воспламенителем, а также изображает первую схему загрузки топлива;
Фиг.9 представляет собой вид в горизонтальном сечении половины первого варианта выполнения тепловыделяющей сборки, причем этот вид изображает один из противоположно расположенных и симметричных дефлаграционных фронтов горения;
Фиг.10 представляет собой график, показывающий первую функцию управления, включающую процент вставления управляющего стержня, как функцию расстояния от воспламенителя, причем эта первая функция управления соответствует первой схеме загрузки топлива первого варианта выполнения тепловыделяющей сборки;
Фиг.11 представляет собой вид в горизонтальном сечении половины второго варианта выполнения тепловыделяющей сборки, причем этот вид изображает один из противоположно расположенных и симметричных дефлаграционных фронтов горения, а также показывает вторую схему загрузки топлива;
Фиг.12 представляет собой график, показывающий вторую функцию управления, включающую процент вставления управляющего стержня, как функцию расстояния от воспламенителя, причем эта вторая функция управления соответствует второй схеме загрузки топлива второго варианта выполнения тепловыделяющей сборки;
Фиг.13 представляет собой вид в горизонтальном сечении половины третьего варианта выполнения тепловыделяющей сборки, причем этот вид изображает один из противоположно расположенных и симметричных дефлаграционных фронтов горения, а также показывает третью схему загрузки топлива;
Фиг.14 представляет собой график, показывающий третью функцию управления, включающую процент вставления управляющего стержня, как функцию расстояния от воспламенителя, причем эта третья функция управления соответствует третьей схеме загрузки топлива третьего варианта выполнения тепловыделяющей сборки;
Фиг.15 представляет собой вид в горизонтальном сечении половины четвертого варианта выполнения тепловыделяющей сборки, причем этот вид изображает один из противоположно расположенных и симметричных дефлаграционных фронтов горения, а также показывает четвертую схему загрузки топлива;
Фиг.16 представляет собой график, показывающий четвертую функцию управления, включающую процент вставления управляющего стержня, как функцию расстояния от воспламенителя, причем эта четвертая функция управления соответствует четвертой схеме загрузки топлива четвертого варианта выполнения тепловыделяющей сборки;
Фиг.17 представляет собой вид в горизонтальном сечении половины пятого варианта выполнения тепловыделяющей сборки, причем этот вид изображает один из противоположно расположенных и симметричных дефлаграционных фронтов горения, а также показывает пятую схему загрузки топлива;
Фиг.18 представляет собой график, показывающий пятую функцию управления, включающую процент вставления управляющего стержня, как функцию расстояния от воспламенителя, причем эта пятая функция управления соответствует пятой схеме загрузки топлива пятого варианта выполнения тепловыделяющей сборки;
Фиг.19 представляет собой вид в горизонтальном сечении половины шестого варианта выполнения тепловыделяющей сборки, причем этот вид изображает один из противоположно расположенных и симметричных дефлаграционных фронтов горения, а также показывает шестую схему загрузки топлива;
Фиг.20 представляет собой график, показывающий шестую функцию управления, включающую процент вставления управляющего стержня, как функцию расстояния от воспламенителя, причем эта шестая функция управления соответствует шестой схеме загрузки топлива шестого варианта выполнения тепловыделяющей сборки;
Фиг.21 представляет собой вид в горизонтальном сечении половины седьмого варианта выполнения тепловыделяющей сборки, причем этот вид изображает один из противоположно расположенных и симметричных дефлаграционных фронтов горения, а также показывает седьмую схему загрузки топлива;
Фиг.22 представляет собой график, показывающий седьмую функцию управления, включающую процент вставления управляющего стержня, как функцию расстояния от воспламенителя, причем эта седьмая функция управления соответствует седьмой схеме загрузки топлива седьмого варианта выполнения тепловыделяющей сборки;
Фиг.23 представляет собой график, иллюстрирующий линейную зависимость между скоростью дефлаграционного фронта горения и обратного процента глубины выгорания как функцию степени функции управления волной;
Фиг.23 представляет собой график, показывающий иллюстративное пространственное распределение нейтронного потока, включающее нейтронный поток, как функцию расстояния от воспламенителя, причем пространственное распределение является указателем на фронт горения в соответствии с иллюстративной функцией управления;
Фиг.23В представляет собой график, иллюстрирующий функцию управления, соответствующую пространственному распределению, показанному на Фиг.23А, причем этот график включает процент вставления управляющего стержня как функцию расстояния от воспламенителя;
Фиг.23С представляет собой график, показывающий иллюстративное пространственное распределение нейтронного потока, включающее нейтронный поток, как функцию расстояния от воспламенителя, причем пространственное распределение является указателем на фронт горения в соответствии с иллюстративной функцией управления;
Фиг.23D представляет собой график, иллюстрирующий функцию управления, соответствующую пространственному распределению, показанному на Фиг.23С, причем этот график включает процент вставления управляющего стержня как функцию расстояния от воспламенителя;
Фиг.23Е представляет собой график, показывающий иллюстративное пространственное распределение нейтронного потока, включающее нейтронный поток, как функцию расстояния от воспламенителя, причем пространственное распределение является указателем на фронт горения;
Фиг.23F представляет собой график, иллюстрирующий функцию управления, соответствующую пространственному распределению, показанному на Фиг.23Е, причем этот график включает процент вставления управляющего стержня как функцию расстояния от воспламенителя; и
Фиг.24-65 представляют собой блок-схемы иллюстративных способов управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока.
ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ
В последующем подробном описании ссылки сделаны на прилагаемые чертежи, которые составляют часть настоящего описания. На чертежах подобные символы обычно означают схожие элементы, если контекст не диктует иное. Иллюстративные варианты выполнения, описанные в подробном описании, показанные на чертежах и заявленные в формуле изобретения, не предназначены быть ограничивающим. Могут быть использованы другие варианты выполнения и могут быть сделаны другие изменения, не отступая от сущности или объема представленного здесь предмета изобретения.
Кроме того, настоящая заявка использует формальные заголовки для ясности изложения. Тем не менее, следует понимать, что заголовки представлены для презентационных целей, а также что различные типы предмета изобретения могут быть обсуждены в рамках всей заявки (например, устройств(а)/структур(ы) могут быть описаны в заголовке(ах) процесса(ов)/операций, и/или процесс(ы)/операции могут быть обсуждены в рамках заголовка структур(ы)/процесса(ов); и/или описания одной темы могут охватывать два или большее количество заголовков тем). Таким образом, использование формальных заголовков не предназначено быть ни в коей мере ограничивающим.
Кроме того, описанный здесь предмет изобретения иногда иллюстрирует различные элементы, содержащиеся внутри этого предмета изобретения, или в сочетании с различными другими элементами. Следует понимать, что такая изображенная архитектура является лишь иллюстративной и что на самом деле может быть реализовано большое количество других архитектур, которые достигают той же функциональности. В концептуальном смысле любое местоположение элементов для достижения той же функциональности эффективно «связано» так, что достигается нужная функциональность. Следовательно, любые два элементов, объединенные здесь для достижения конкретной функциональности, можно рассматривать как «связанные с» друг другом так, что нужная функциональность достигается независимо от архитектуры или промежуточных элементов. Кроме того, любой из двух так объединенных элементов также можно рассматривать как «функционально соединенные» или «функционально связанные» друг с другом для достижения требуемой функциональности, причем любые два элемента, которые могут быть соединены таким образом, можно также рассматривать как «функционально соединенные» друг с другом для достижения требуемой функциональности. Конкретные примеры функционально соединенных элементов включают, но не ограничиваются этим, физически сопрягаемые и/или физически взаимодействующие элементы, и/или выполненные с возможностью взаимодействия беспроводным образом, и/или взаимодействующие беспроводным образом элементы, и/или логически взаимодействующие, и/или выполненные с возможностью логического взаимодействия элементы.
В некоторых случаях один или большее количество элементов могут быть указаны в настоящем документе как «выполненные с возможностью», «приспособленные/выполненные с возможностью адаптации», «способные», «выполненные с возможностью соответствия/соответствующие» и т.д. Специалистам в данной области техники следует понимать что «выполненный с возможностью» может, как правило, относится к элементам в активном состоянии и/или к элементам в неактивном состоянии, и/или к элементам в режиме ожидания, если контекст не требует иного.
Некоторые цели в отношении различных вариантов выполнения, описанных в настоящем документе, даны в виде обзора, но не должны толковаться как ограничивающие. Кроме того, некоторые из вариантов выполнения, описанных в настоящем документе, отражают достижение всех целей, обсуждаемых ниже. С другой стороны, некоторые другие варианты выполнения, описанные в настоящем документе, отражают достижение выбранных целей, а не удовлетворяют всем целям, рассмотрены ниже. Части приведенного далее обсуждения включают в себя информацию, взятую из документа под названием «Полностью автоматизированные ядерные энергетические реакторы для длительной работы: III. Создание технологии для крупномасштабной, с низким риском и доступной ядерной электроэнергии», авторы Эдвард Теллер, Мюриэль Исикава, Лоуэлл Вуд, Родерик Хайд и Джон Нукколс, представленного в июле 2003 года на конференции Института Глобальных Изменений в Аспене, см. публикацию Ливерморской Национальной Лаборатории Калифорнийского университета № CRL-JRNL-122708 (2003). (Этот документ был подготовлен для публикации в журнале Energy, The International Journal, 30 ноября 2003 года, все содержимое которого приведено в настоящем документе посредством ссылки).
Как уже упоминалось ранее, для каждого нейтрона, который поглощен в делящемся нуклиде, что приводит к акту деления ядра, более чем один нейтрон выделяется, пока делящееся ядро не станет обедненным. Это явление используется в коммерческих ядерных реакторах для производства непрерывного тепла, которое, в свою очередь, благотворно используется для выработки электроэнергии.
Однако важным фактором в конструкции реактора и его работы являются тепловые повреждения в конструкционных материалах реактора, вызванных «пиковой» температуры (то есть коэффициент неравномерности нейтронного потока топливного канала максимальной мощности), что происходит, вызванных комбинации неравномерного нейтронного потока, потока охлаждающей текучей среды, состава топлива и распределения мощности в реакторе. Тепловое повреждение происходит, если пиковая температура превышает пределы материала. Это может произойти вне зависимости от степени глубины выгорания (т.е. совокупного количества энергии, вырабатываемого на единицу массы топлива), которое обычно выражается в единицах мегаватт-дней на метрическую тонну топлива из тяжелого топлива (МВт-день/Мтонна тяж. мет.) или гигаватт-дней на метрическую тонну тяжелого топлива металла (ГВт-день/Мтонна тяж. мет). «Изменение реактивности» (т.е. изменение в отклике реактора) может быть получено из-за выгорания топлива. В частности, «изменение реактивности» связано с относительной способностью реактора создавать больше или меньше нейтронов, чем точное их количество, необходимое для поддержания критической цепной реакции. Отклик реактора, как правило, характеризуется производной по времени от изменения реактивности, вызывая увеличение или уменьшение реактором мощности в геометрической прогрессии, причем постоянная времени известна как период реактора. В этом отношении управляющие стержни, изготовленные из поглощающего нейтроны материала, обычно используются для настройки и управления изменением реактивности реактора и его откликом. Такие управляющие стержни перемещаются взад и вперед из активной зоны реактора и в нее для изменяемого управления поглощением нейтронов и, следовательно, уровнем нейтронного потока и реактивностью в активной зоне. Уровень нейтронного потока подавлен в непосредственной близости от управляющего стержня и потенциально выше в областях, удаленных от управляющего стержня. Таким образом, нейтронный поток не является равномерным по всей активной зоне реактора. Это приводит к увеличению глубины выгорания топлива в областях с большим значением потока. Кроме того, специалист в области атомной энергетики должен понимать, что вариации потока и плотности мощности обусловлены многими факторами. Близость к управляющему стержню может или не может быть главным фактором. Например, поток обычно существенно падает на границах активной зоны без каких-либо расположенных поблизости управляющих стержней. Эти эффекты, в свою очередь, могут привести к перегреву или высоким температурам в тех областях с большим значением потока. Такие пиковые температуры могут нежелательным образом снижать срок эксплуатации конструкций, подверженных таким пиковым температурам, путем изменения механических свойств конструкций. Кроме того, плотность мощности реактора, которая пропорциональна произведению нейтронного потока и концентрации делящегося топлива, ограничена способностью конструкционных материалов активной зоны выдерживать такие высокие температуры без повреждений. Поэтому желательно избегать структурных повреждений, вызванных высоких температур, вызванных высоким выгоранием топлива.
Еще одним важным фактором в конструкции реактора и его работе является радиационное повреждение конструкционных материалов, содержащихся в активной зоне ядерного реактора, вызванных большой глубины выгорания топлива. Такое радиационное повреждение может быть выражено в терминах смещений на атом (DPA), которое содержит информацию об отклике материала (т.е. смещенных атомов), а также флюенса быстрых нейтронов, действию которого был подвержен материал. DPA пропорционально глубине выгорания и представляет собой расчетную, типичную величину радиационного повреждения, в которую включены не только доза и тип облучения, но также и степень отклика материала на облучение. В этой связи некоторые конструкционные материалы, используемые в конструкциях активной зоны реактора, могут охрупчиваться под воздействием нейтронов, испускаемых при процессе ядерного деления. Желательно поддерживать такое радиационное повреждение для конструкционных материалов реактора в известных пределах, чтобы обеспечить структурную целостность и безопасную работу реактора.
Поэтому со ссылкой на Фиг.1 исключительно посредством примера, а не посредством ограничений показано устройство ядерного реактора деления, в целом обозначенное номером позиции 10, для решения указанных выше проблем. Устройство 10 ядерного реактора деления вырабатывает электроэнергию, которая должна быть передана по большому количеству линий электропередачи (не показаны). Устройство 10 реактора, в качестве альтернативы может быть использован для проведения экспериментов, чтобы определить последствия воздействия нейтронного потока на материалы реактора.
Со ссылкой снова на Фиг.1, устройство 10 реактора содержит ядерный реактор деления, в целом обозначенный номером позиции 20, который содержит большое количество типичных тепловыделяющих сборок ядерного реактора деления, в целом обозначенные номером позиции 30 (только один из которых показан), расположенных внутри корпуса 40 реактора, который, в свою очередь, может быть встроен в конструкции защитной оболочки (не показана). Исключительно посредством иллюстрации, и не посредством ограничений, иллюстративные варианты выполнения типичной тепловыделяющей сборки 30 раскрыты ниже. Типичная тепловыделяющая сборка 30 может быть окружена мультипликатором нейтронов или отражающим материалом (не показан) и радиационной защитой (также не показана). В этом случае отражающий нейтроны материал снижает утечку нейтронов из тепловыделяющей сборки 30. Дополнительная функция отражающего материала заключается в существенном сокращении флюенса быстрых нейтронов со стороны наружных частей тепловыделяющей сборки 30, таких как радиационная защита, конструктивные опоры и конструкция защитной оболочки. Это также влияет на производительность типичной тепловыделяющей сборки 30 таким образом, чтобы повысить эффективность размножения и удельную мощность в самой наружной части типичной тепловыделяющей сборки 30. Радиационная защита, с другой стороны, еще больше защищает биосферу от случайных выбросов радиации из типичной тепловыделяющей сборки 30.
Со ссылкой снова на Фиг.1, первичный контур 50 охлаждающей текучей среды переносит тепло от типичной тепловыделяющей сборки 30 к вырабатывающему пар теплообменнику 60. Первичный контур 50 может быть изготовлен из любого подходящего материала, такого как нержавеющая сталь. Таким образом, при желании первичный контур 50 может быть изготовлен из сплавов черных металлов, сплавов цветных металлов, сплавов на основе циркония или других конструкционных материалов и композитов. Охлаждающая текучая среда, переносимая первичным контуром 50, может представлять собой благородный газ или смесь этих газов. В качестве альтернативы охлаждающая текучая среда может представлять собой другую текучую среду, такую как вода (Н2О), или газообразный или сверхкритический диоксид углерода (СО2). В качестве другого примера, охлаждающая текучая среда может представлять собой жидкий металл, такой как натрий (Na) или свинец (Pb) или сплавы, такие как свинец-висмут (Pb-Bi). Кроме того, охлаждающая текучая среда может представлять собой охлаждающую текучую среду на органической основе, такую как поливинил или фторуглерод. Когда охлаждающая текучая среда, переносимая первичным контуром 50, проходит через вырабатывающий пар теплообменник 60, охлаждающая текучая среда отдает свое тепло рабочей текучей среде (не показана), находящейся в теплообменнике 60. Рабочая текучая среда будет испаряться в пар, когда рабочей текучей средой является вода. В этом случае пар проходит во вторичный контур 70, который изолирован от первичного контура 50 и соединен с турбиной-генератором 80а и 80b. Таким образом, теплообменник 60 передает тепло рабочей текучей среде в теплообменнике 60 и вторичному контуру 70 для получения пара, который предоставляется в качестве рабочей текучей среды для вращения турбины-генератора 80а и 80b. Турбина-генератор 80а и 80b вырабатывает электроэнергию, когда он вращается, таким образом, который хорошо понятен в области производства электроэнергии с помощью пара. Конденсатор 90 может быть соответствующим образом соединен с турбиной-генератором 80а и 80b для конденсации отработанного пара из турбины-генератора 80а и 80b из газовой фазы в жидкую фазу.
Со ссылкой снова на Фиг.1, насос 100 соединен с вторичным контуром 70 и находится в проточном сообщении с рабочей текучей средой, переносимой вторичным контуром 70 для перекачки сжиженной рабочей текучей среды из конденсатора 90 в теплообменник 60. Кроме того, насос 110 соединен с первичным контуром 50 и находится в проточном сообщении с охлаждающей текучей средой реактора, переносимой первичным контуром 50 для перекачки охлаждающей текучей среды реактора через первичный контур 50. Первичный контур 50 переносит охлаждающую текучую среду реактора из типичной тепловыделяющей сборки 30 в теплообменник 60. Кроме того, первичный контур 50 переносит охлаждающую текучую среду из теплообменника 60 в корпус 40 реактора. Насос 110 циркулирует охлаждающую текучую среду реактора через первичный контур 50, в том числе через типичную тепловыделяющую сборку 30 и теплообменник 60 для удаления тепла, создаваемого тепловыделяющей сборкой 30 во время работы реактора, или удаления остаточного тепла распада, когда реактор 20 не работает. Удаление тепла из типичной тепловыделяющей сборки 30 снижает риск того, что типичная тепловыделяющая сборка 30 может перегреться, что является весьма нежелательным.
Со ссылкой теперь на Фиг.2 и 3, типичная тепловыделяющая сборка 30 соответствующим образом использует спектр быстрых нейтронов, потому что высокое сечение поглощения продуктов деления от эпитермальных до тепловых нейтронов не допускает использование более чем небольшого количества тория или более обильного изотопа урана U238, в вариантах выполнения с урановым топливом, вызванных поглощением нейтронов продуктами деления.
Как лучше всего видно на Фиг.2, сечения для доминирующих управляемых нейтронами ядерных реакций, представляющих интерес для вариантов выполнения с Th232-топливом, приведены на графике в диапазоне энергий нейтронов от 10-3 до 107 эВ. Видно, что потери на радиационный захват на продуктах деления ядра доминируют над балансом нейтронов на околотепловых (около 0,1 эВ) энергиях, но сравнительно незначительно выше области захвата резонанса (приблизительно от 3 до 300 эВ). Таким образом, работая со спектром быстрых нейтронов, попытка реализовать размножитель из воспроизводящего в расщепляющийся материал с высоким коэффициентом усиления может помочь исключить потери нейтронов на продуктах деления, которые нарастают в активной зоне во время работы реактора. Показанное сечение радиационного захвата для продуктов деления относится к ядрам с промежуточным значением Z, возникающим в результате деления, инициированного быстрыми нейтронами, которые претерпели последующий бета-распад в незначительной степени. Те ядра, что находятся в центральных частях волн горения вариантов выполнения типичной тепловыделяющей сборки 30, будут претерпевать некоторый распад и, следовательно, будут иметь несколько большую авидность нейтронов. Тем не менее параметрические исследования показали, что результаты сгорания топлива в активной зоне могут быть нечувствительными к точной величине такого распада.
На Фиг.3 показаны сечения для представляющих особый интерес доминирующих возбуждаемых нейтронами ядерных реакций для вариантов выполнения с Th232 топливом, причем сечения приведены для наиболее интересных частей диапазона энергий нейтронов, между >104 и <106,5 эВ, в верхней части Фиг.3. Нейтронный спектр вариантов выполнения типичной тепловыделяющей сборки 30 имеет максимум при области энергий нейтронов >105 эВ. Нижняя часть Фиг.3 содержит информацию об отношении этих сечений как функции энергии нейтронов и сечения радиационного захвата нейтронов на Th232, этап воспроизводства из воспроизводящего в расщепляющийся материал (когда получающийся Th232 испытывает быстрый бета-распад в Ра233, который затем относительно медленно претерпевает бета-распад в U233; аналогично для цепочки бета-распада U239-Np239-Pu239 при захвате нейтрона ядром U238). Таким образом, видно, что потери при радиационном захвате на продукты деления сравнительно минимизированы для реактора с быстрым спектром.
Обратимся теперь к Фиг.4 и 5, на которых показана типичная тепловыделяющая сборка 30, содержащая расщепляющийся и/или воспроизводящий материал, которая может иметь форму большого количества удлиненных тепловыделяющих элементов 150 ядерных реакторов деления (только некоторые из них показаны), расположенных по определенной схеме загрузки топлива. Иллюстративные варианты выполнения типичной тепловыделяющей сборки 30 представлены ниже. Тепловыделяющие элементы 150 герметично содержатся в герметичном кожухе 155. Каждый тепловыделяющий элемент 150 имеет расположенное в нем ядерное топливо 160, причем ядерное топливо 160 герметично окружено оболочкой 170 тепловыделяющего элемента. Среднее значение глубины выгорания топлива для узла 30 ограничено материалом оболочки 170, который является наиболее соответствующим конструкционным материалом в тепловыделяющей сборке 30. Ядерное топливо 160 содержит в себя вышеупомянутый делящийся нуклид, такой как уран-235, уран-233 или плутоний-239. В качестве альтернативы ядерное топливо 160 может содержать воспроизводящие нуклиды, такие как торий-232 и/или уран-238, которые будут преобразованы во время процесса деления в делящиеся нуклиды, упомянутые непосредственно выше. Еще одна альтернатива заключается в том, что ядерное топливо 160 может содержать заданную смесь расщепляющихся и воспроизводящих нуклидов. Исключительно посредством примера, а не посредством ограничений, ядерное топливо 160 может быть изготовлено из оксида, выбранного из группы, состоящей в основном из: моноксида урана (UO), диоксида урана (UO2), диоксида тория (ThO2) (также упоминаемый как оксид тория), триоксида урана (UO3), оксида урана-оксида плутония (UO-PuO), закись-окись урана (U3O8) и их смесей. В качестве альтернативы ядерное топливо 160 может по существу содержать уран, легированный другими металлами, такими как, но не ограничиваясь ими, цирконием или металлическим торием, легированным или нелегированным. В качестве еще одной альтернативы ядерное топливо 60 может по существу содержать карбид урана (UCX) или карбид тория (ThCX). Например, ядерное топливо 160 может быть изготовлено из карбида, выбранного из группы, состоящей в основном из монокарбида урана (UC), дикарбида урана (UC2), полуторного карбида урана (U2C3), дикарбида тория (ThC2), карбида тория (ThC) и их смесей. В качестве другого неограничивающего примера ядерное топливо 160 может быть изготовлено из нитрида, выбранного из группы, состоящей в основном из нитрида урана (U3N2), нитрида урана-нитрида циркония (U3N2Zr3N4), нитрида уран-плутония ((U-Pu)N), нитрида тория (ThN), уран-циркониевого сплава (UZr) и их смесей. Облицовочный материал 70 тепловыделяющего элемента, который герметично окружает ядерное топливо 160, может представлять собой подходящий циркониевый сплав, такой как ZIRCOLOY(™) (товарный знак компании Westinghouse Electric Corporation), который известен своей устойчивостью к коррозии и образованию трещин. Облицовка 70 может быть изготовлена также и из других материалов, например ферритных мартенситных сталей.
Со ссылкой на Фиг.4 и 6, типичный тепловыделяющий элемент 30 дополнительно содержит поглощающий нейтроны материал, который может принимать форму большого количества удлиненных поглощающих нейтроны или управляющих стержней 180 (только некоторые из них показаны) с соответствующей облицовкой 190 управляющих стержней. Управляющие стержни 180 способны вводить отрицательную реактивность в типичную тепловыделяющую сборку 30. Управляющие стержни 180 могут быть выполнены в виде управляющих стержней 192 «частичной длины» (только некоторые из них показаны) и/или управляющих стержней 194 «полной длины» (только некоторые из них показаны). Управляющие стержни 194 полной длины надлежащим расположены параллельно тепловыделяющим элементам 150 и проходят по всей длины 150 тепловыделяющих элементов, когда они полностью вставлены в кожух 155. Управляющие стержни 192 частичной длины также соответствующим образом расположены параллельно тепловыделяющим элементам 150, но проходят не по всей длине 150 тепловыделяющих элементов, когда те полностью вставлены в кожух 155. Может быть предусмотрено любое количество таких управляющих стержней частичной длины и полной длины в зависимости от требований профильной конструкции для нейтронного потока к тепловыделяющей сборке 30. Задача управляющих стержней 192 полной длины заключается в снижении скорости или остановки процесса деления, происходящего в типичной тепловыделяющей сборке 30, например перед выводом из работы устройства 10 реактора. Более того, конфигурации управляющего стержня и/или тепловыделяющего элемента могут отличаться от классической конфигурации стержня, упомянутого непосредственно выше. Например, может быть использовано топливо пластинчатого типа. Кроме того, тепловыделяющие элементы могут быть перпендикулярны (или под любым другим углом) к направлению горения.
Тем не менее, со ссылкой на Фиг.4 и 6, каждый управляющий стержень 180 содержит подходящий поглощающий нейтроны материал 200, имеющий приемлемо высокое сечение захвата нейтронов. В связи с этим поглощающий материал 200 может представлять собой металл или металлоид, выбранный из группы, состоящей в основном из лития, серебра, индия, кадмия, бора, кобальта, гафния, диспрозия, гадолиния, самария, эрбия, европия и их смесей. В качестве альтернативы поглощающий материал 200 может представлять собой соединение или сплав, выбранный из группы, состоящей в основном из серебро-индий-кадмиевого сплава, карбида бора, диборида циркония, диборида титана, диборида гафния, титаната гадолиния, титаната диспрозия и их смесей. Кроме того, тепловыделяющие элементы, которые были сожжены и имеют высокую концентрацию продуктов деления, могут быть использованы как часть управления. Исключительно посредством примера, и не посредством ограничений, каждый из таких управляющих стержней 180, например, выполнен с возможностью вертикального скольжения внутри соответствующих одних из большого количества направляющих трубок управляющих стержней (не показаны), которые ранее были установлены в типичной тепловыделяющей сборке 30, например, при изготовлении типичной тепловыделяющей сборки 30. Задача управляющих стержней 194 частичной длины заключается в тонкой настройке нейтронного потока в типичной тепловыделяющей сборке 30 с тем, чтобы добиться более точной глубины выгорания топлива в типичной тепловыделяющей сборке 30.
Со ссылкой снова на Фиг.4 и 6, управляющие стержни выполнены с возможностью избирательного действия, например, с помощью соответствующих одних из большого количества приводных двигателей 210, управляемых контроллером (не показан). Каждый приводной двигатель 210 взаимодействует с соответствующим ему управляющим стержнем 180, когда электроэнергия подается в двигатель 210, и соответствующим образом выходит из взаимодействия с управляющим стержнем 180, когда электроэнергия не подается к двигателю 210, например, в случае потери мощности. Таким образом, если произошел случай потери мощности, двигатель 210 отключит управляющий стержень 180, так что управляющий стержень 180 будет вертикально со скольжением падать в типичную тепловыделяющую сборку 30 вдоль внутренней части упомянутой ранее направляющей трубки благодаря силе тяжести. Таким образом, управляющие стержни 180 будут управляемым образом подавать отрицательную реактивность к типичной тепловыделяющей сборке 30. Таким образом, типичная тепловыделяющая сборка 30 с помощью управляющих стержней 180 обеспечивает возможность управления реактивностью в случае потери мощности, без того чтобы оператор управлял реактором или вмешивался в его работу.
Со ссылкой на Фиг.7, типичный тепловыделяющий элемент 30 может дополнительно содержать размножитель или отражатель нейтронов, который может принимать форму большого количества удлиненных отражающих нейтроны стержней 220, герметично размещенных в облицовке 230 отражающего стержня 230. Отражающие стержни 220 являются причиной упругого рассеяния нейтронов и, таким образом, предназначены для «отражения» нейтронов. Из-за такого упругого рассеяния нейтронов отражающие стержни 220 способны вводить положительную реактивность в тепловыделяющую сборку 30 за счет уменьшения утечки нейтронов из типичной тепловыделяющей сборки 30. В связи с этим каждый отражающий стержень 220 содержит подходящий отражающий нейтроны материал 240, имеющий подходящую вероятность рассеяния нейтронов. В этой связи отражающий материал 240 может представлять собой материал, выбранный из группы, состоящей в основном из бериллия (Be), сплавов свинца, вольфрама (W), ванадия (V), обедненного урана (U), тория (Th) и их смесей. Отражающий материал 240 может быть также выбран из широкого спектра сплавов стали. Следует отметить, что расщепляющиеся и воспроизводящие материалы, которые предусмотрены для использования в типичной тепловыделяющей сборке 30, также имеют большие сечения упругого рассеяния.
Возвращаясь к Фиг.4, типичная тепловыделяющая сборка 30 дополнительно содержит сравнительно небольшой и съемный воспламенитель 245 ядерного деления, который содержит умеренное изотопное обогащение ядерного делящегося вещества, такого как, без ограничения, U233, U235 или Pu239, соответствующим образом расположенного в центре кожуха 155 вдоль вертикальной оси 247а. При необходимости воспламенитель 245 ядерного деления может быть расположен на конце кожуха 155, а не по центру кожуха 155. Нейтроны выпускаются воспламенителем 245. Нейтроны, которые выпущены воспламенителем 245, захватываются делящимся и/или воспроизводящим материалом в тепловыделяющих элементах 150 для запуска упомянутой ранее цепной реакции деления. При необходимости воспламенитель 245 ядерного деления может быть снят, как только цепная реакция становится самоподдерживающейся.
Следует иметь в виду, что в соответствии с идеей настоящего изобретения в настоящем документе описан ядерный реактор деления на бегущей волне. Основные принципы такого ядерного реактора деления на бегущей волне раскрыты более подробно в находящейся на стадии одновременного рассмотрения заявки на патент США №11/605943, поданной 28 ноября 2006 на имя Родерика А.Хайда с соавторами и озаглавленной «Автоматизированный Ядерный Реактор для Длительной Эксплуатации», права на которую присвоены правопреемнику настоящей заявки и полное раскрытие которой включено в настоящий документ посредством ссылки.
Со ссылкой на Фиг.4, 8 и 9, в настоящем документе показан конкретный иллюстративный первый вариант выполнения тепловыделяющей сборки ядерного реактора деления, в целом обозначенный номером позиции 250. Иллюстративный первый вариант выполнения тепловыделяющей сборки 250 содержит первую схему загрузки, в целом обозначенную номером позиции 260, для увеличения и модуляции уровня нейтронного потока (т.е. нейтронной заселенности) в первом варианте выполнения тепловыделяющей сборки 250. Первая схема 260 загрузки показана в заранее заданный момент времени после нейтронного зажигания посредством воспламенителя 245 (например, через 7,5 лет после включения зажигания). Терминологии «модуляция» определен в настоящем документе для обозначения модификации или изменения уровня нейтронного потока в зависимости от времени, местоположения и/или энергии. Модулирующий уровень нейтронного потока управляет реактивностью в первом варианте выполнения тепловыделяющей сборки 250. Таким образом, состав материала в области реактора изменяется. Это приводит к изменению значения эффективного коэффициента размножения нейтронов, Keff, который, в свою очередь, приводит к изменению потока (модуляции). Как уже было кратко упомянуто и как раскрыто более подробно в настоящем документе, первая схема 260 загрузки генерирует дефлаграционную волну или «фронт горения» 270, который накапливает избыточную реактивность в первом варианте выполнения тепловыделяющей сборки 250. Избыточная реактивность создается по нескольким причинам, причем одна из причин состоит в том, что создается больше топлива, чем сжигается. Первая схема 260 загрузки в достаточной степени уравновешивает эту избыточную реактивность позади фронта 270 горения (т.е. в пространстве между воспламенителем 245 и фронтом 270 горения), одновременно обеспечивая возможность размножения спереди фронта 270 горения и в непосредственной близости от него.
Со ссылкой на Фиг.10, первая функция управления, в целом обозначенная номером позиции 275, соответствующая первой схеме 260 загрузки, показана в графическом виде, включающим величину вставления управляющих стержней в первый вариант выполнения тепловыделяющей сборки 250 как функцию расстояния от воспламенителя 245. Как видно на Фиг.10, ось Y представляет собой величину в процентах вставления управляющих стержней (значение 100% позади фронта 270 горения и 0% спереди фронта 270 горения). Оси Х представляет собой расстояние от воспламенителя 245, выраженное в метрах. В иллюстративном варианте выполнения, показанном на Фиг.10, ось Х имеет длину приблизительно четыре метра. Тем не менее, это расстояние может быть любым подходящим расстоянием, например четыре метра. Этот конкретный пример показывает «предельный» случай. Например, фронт 270 горения перемещается на расстояние «x», и управляющий стержень полностью вставлен. Фронт 270 горения затем перемещается на другое расстояние «Δx», и другой управляющий стержень вставлен. Поэтапная функция управления показана в «двоичном» случае. На практике оператор реактора может отклоняться от поэтапной функции. Например, управляющий стержень, ближайший к фронту 270 горения, может быть вставлен наполовину, или на 50%. Первая функция 275 управления модулирует нейтронный поток на уровне, который реагирует на изменения, наблюдаемые системой мониторинга, как описано ниже. Как следует понимать, распространение усиленного стационарного фронта 270 горения дефлаграционной волны устанавливается посредством имеющего тип поэтапной функции распределения управляющего материала достаточно позади фронта 270 горения. В качестве примера, как только скорость реакции спереди фронта 270 горения падает ниже требуемого уровня, отклик функции управления может быть таким, чтобы удалить или переместить поглотитель позади фронта 270 горения, что увеличивает скорость деления. Для поддержания необходимого состояния получают требуемый уровень поглотитель, имеющий ступенчатую функцию, ближе к передней части фронта 270 горения, так, что скорость деления в области горения снижается, мощность также может быть снижена. В случае несчастного случая может быть целесообразным отклониться от конфигурации ступенчатой функции путем размещения достаточного количества поглотителя во всей области волны горения.
Со ссылкой снова на Фиг.8, 9 и 10, первая схема 260 загрузки содержит управляющие стержни 192/194, расположенные позади фронта 270 горения и сосредоточенные около горизонтальной оси 247b, как показано на чертеже. Первая схема 260 загрузки дополнительно содержит тепловыделяющие элементы, расположенные в двух группах. Первая группа тепловыделяющих элементов 280 содержит расщепляющийся материал (далее по тексту «область горения»), расположенный в заранее заданной первой группе тепловыделяющих элементов позади фронта 270 горения и сосредоточенный вокруг оси 247b, как описано ниже. Область горения представляет собой в основном воспроизводящий материал с каким-то процентом размноженного в нем расщепляющегося материала. Вторая группа тепловыделяющих элементов 290 содержит воспроизводящий топливный материал, расположенный в заранее заданной второй группе тепловыделяющих элементов спереди фронта 270 горения и сосредоточенный около оси 247b, как показано на чертеже. Терминология «спереди фронта 270 горения» обозначает пространство между распространяющимся фронтом 270 горения и концом кожуха 155. Терминология «позади фронта 270 горения» обозначает пространство между воспламенителем 245 и фронтом 270 горения.
Все еще со ссылкой на Фиг.8, 9 и 10, когда воспламенитель 245 выпускает свои нейтроны, чтобы вызвать «зажигание» и только в качестве примера, а не посредством ограничения, два фронта 270 горения проходят радиально наружу из воспламенителя 245 к концам кожуха 155 так, чтобы образовать противоположно распространяющуюся волновую пару. Как это происходит, фронт 270 горения накапливает избыточную реактивность в первом варианте выполнения тепловыделяющей сборки 250, когда фронт 270 горения распространяется от воспламенителя 245 и в первую группу тепловыделяющих элементов 280, которые по существу являются обедненным делящимся топливным материалом. Это в целом имеет тенденцию оставлять избыточную реактивность позади фронта 270 горения. Этот результат является нежелательным, поскольку избыточная реактивность приводит к увеличению флюенса нейтронов, как это испытывается конструкционными материалами тепловыделяющей сборки в области позади фронта 270 горения, где значительное выгорание уже произошло.
Со ссылкой снова к Фиг.8, 9 и 10, следует понимать, что нейтронный поток, порожденный первой группой тепловыделяющих элементов 280 позади фронта 270 горения, размножает делящийся топливный материал во второй группе тепловыделяющих элементов 290 спереди фронта 270 горения путем трансформации воспроизводящего топливного материала во второй группе тепловыделяющих элементов 290 в расщепляющийся топливный материал на переднем фронте горения. Трансформация воспроизводящего топливного материала во второй группе тепловыделяющих элементов 290 в делящийся топливный материал на переднем фронте горения продвигает фронт 270 горения в направлении стрелок 295. Когда фронт 270 горения проходит над заданной массой топлива, постоянно генерируются делящиеся изотопы, пока имеются нейтроны, которые испытывают радиационный захват в воспроизводящем ядре. Скорость, с которой генерируются делящиеся изотопы, может, для данного времени и местоположения внутри реактора, превышать потребление делящихся изотопов в связи с паразитическим захватом и делением. Кроме того, захват нейтронов в воспроизводящем материале приводит к получению промежуточных изотопов, которые распадаются с заданным периодом полураспада на расщепляющийся материал. Поскольку волна имеет скорость распространения, некоторое количество распадов промежуточных изотопов происходит, тем самым, позади фронта 270 горения. Комбинация этих эффектов приводит к дополнительной остающейся реактивности и генерируется позади фронта 270 горения.
Таким образом, как показано на Фиг.8, 9 и 10, фронт 270 горения может быть промодулирован, чтобы обеспечить изменяемое выгорание ядерного топлива деления. В управляющей конфигурации такого типа скорость распространения повышается за счет поддержания поглотителей как можно дальше позади фронта 270 горения, насколько это допустимо, для поддержания мощности на постоянном уровне. Смещение поглощающего вещества позади фронта 270 горения противодействует накоплению избыточной реактивности во фронте 270 горения без уменьшения количества нейтронов, имеющихся для размножения перед фронтом 270 горения и в нем. Таким образом, для распространения фронта 270 горения в первом варианте выполнения тепловыделяющей сборки 250 фронт 270 горения инициируется воспламенителем 245, как описано выше, а затем фронту дают возможность распространяться. В одном варианте выполнения в активно управляемые управляющие стержни 192/194 вставляют поглотители нейтронов, например, без ограничения, Li6, B10 или Gd, в первую группу тепловыделяющих элементов 280 позади фронта 270 горения. Такое вставление поглотителей нейтронов ведет к снижению или снижает нейтронную реактивность первой группы тепловыделяющих элементов 280, которая в настоящее время сжигается фронтом 270 горения относительно нейтронной реактивности второй группы тепловыделяющих элементов 290 спереди фронта 270 горения, задавая волне направление распространения, указанное стрелкой 295. Управление, таким образом, реактивностью увеличивает скорость распространения фронта 270 горения и, следовательно, обеспечивает средства для управления глубиной выгорания выше минимального значения, необходимого для распространения и больше значения, установленного, в частности, описанными выше конструктивными ограничениями.
Со ссылкой на Фиг.11 показан иллюстративный второй вариант выполнения тепловыделяющей сборки ядерного реактора деления, в целом обозначенный номером позиции 300. Иллюстративный второй вариант выполнения тепловыделяющей сборки 300 содержит вторую схему загрузки, в целом обозначенную номером позиции 310, для модуляции уровня нейтронного потока во втором варианте выполнения тепловыделяющей сборки 300. Вторая схема 310 загрузки показана в заранее заданный момент времени после нейтронного зажигания воспламенителем 245 (например, через 7,5 лет после включения зажигания). Модулирующий уровень нейтронного потока управляет реактивностью во втором варианте выполнения тепловыделяющей сборки 300. Как описано более подробно далее, вторая схема 310 загрузки генерирует дефлаграционную волну или «фронт горения» 270, который накапливает избыточную реактивность во втором варианте выполнения тепловыделяющей сборки 300. Вторая схема 310 загрузки в достаточной степени уравновешивает эту избыточную реактивность перед фронтом 270 горения при одновременном снижении флюенса нейтронов, как это испытывается тепловыделяющей сборкой. Управляющие стержни 192/194 вставляют поглотители нейтронов во вторую группу тепловыделяющих элементов 290 спереди фронта 270 горения, замедляя, тем самым, распространение фронта 270 горения. В этом случае обеспечивается возможность производства электроэнергии топливом слева от фронта 270 горения, когда фронт горения распространяется. Можно видеть, что такой способ управления может привести к воспламенению всей тепловыделяющей сборки 300.
Со ссылкой на Фиг.12 в графической форме показана вторая функция управления, в целом, обозначенная номером позиции 320, которая соответствует второй схеме 310 загрузки, содержащей некоторое количество введения управляющего стержня во втором варианте выполнения тепловыделяющей сборки 300, в зависимости от расстояния от воспламенителя 245. Вторая функция 320 управления модулирует нейтронный поток на уровне, на котором возможно реагировать на изменения, наблюдаемые системой мониторинга, как описано ниже. Таким образом, увеличенное распространение стационарного фронта 270 горения дефлаграционной волны в этом варианте выполнения устанавливается с помощью распределения типа ступенчатой функции, как показано, и это отчасти зависит от скорости извлечения управляющих стержней 192/194.
Со ссылкой на Фиг.13 показан иллюстративный третий вариант выполнения тепловыделяющей сборки ядерного реактора деления, в целом обозначенный номером позиции 330. Иллюстративный третий вариант выполнения тепловыделяющей сборки 330 содержит третью схему загрузки, в целом обозначенную номером позиции 340, для модуляции уровня нейтронного потока в третьем варианте выполнения тепловыделяющей сборки 330. Третья схема 340 загрузки показана в заранее заданный момент времени после нейтронного зажигания воспламенителем 245 (например, через 7,5 лет после включения зажигания). Модулирующий уровень нейтронного потока управляет реактивностью в третьем варианте выполнения тепловыделяющей сборки 330. Как описано более подробно далее, третья схема 340 загрузки генерирует фронт 270 горения дефлаграционной волны, который накапливает избыточную реактивность в третий вариант выполнения тепловыделяющей сборки 330. Третья схема 340 загрузки уравновешивает эту избыточную реактивность достаточно близко к фронту 270 горения (то есть в пространстве внутри или рядом с фронтом 270 горения) с помощью управляющих стержней 192/194, которые вставляют поглотители нейтронов в первую группу тепловыделяющих элементов 280 в пределах фронта 270 горения или в стороне от него. Обеспечивая возможность наращивания и/или использования избыточной реактивности на периметре фронта горения или около него, эффективный размер и скорость фронта 270 горения могут быть изменены.
Со ссылкой на Фиг.14 в графической форме показана третья функция управления, в целом обозначенная номером позиции 350, которая соответствует третьей схеме загрузки 340, содержащей некоторое количество введения управляющего стержня в третий вариант выполнения тепловыделяющей сборки 300, в зависимости от расстояния от воспламенителя 245. Третья функция 350 управления модулирует нейтронный поток на уровне, на котором возможно реагировать на изменения, наблюдаемые системой мониторинга, как описано ниже. Распространение стационарного фронта 270 горения дефлаграционной волны устанавливается с помощью распределения типа непрерывной функции, как показано на чертеже.
Со ссылкой на Фиг.15 показан иллюстративный четвертый вариант выполнения тепловыделяющей сборки ядерного реактора деления, в целом, обозначенный номером позиции 360. Иллюстративный четвертый вариант выполнения тепловыделяющей сборки 360 содержит четвертую схема загрузки, в целом обозначенную номером позиции 370, для модуляции уровня нейтронного потока в четвертом варианте выполнения тепловыделяющей сборки 360. Четвертая схема 370 загрузки показана в заранее заданный момент времени после нейтронного зажигания воспламенителем 245 (например, через 7,5 лет после включения зажигания). Модулирующий уровень нейтронного потока управляет реактивностью в четвертом варианте выполнения тепловыделяющей сборки 360. Как описано более подробно далее, четвертая схема 370 загрузки генерирует фронт 270 горения дефлаграционной волны, который накапливает избыточную реактивность в четвертый вариант выполнения тепловыделяющей сборки 360. Четвертая схема 370 загрузки уравновешивает эту избыточную реактивность достаточно позади и спереди фронта 370 горения, за счет использования управляющих стержней 192/194. Схема 370 загрузки дает, тем самым, дополнительные средства для управления размером волны, ее характеристиками распространения и, следовательно, глубиной выгорания и плотностью энергии. В качестве альтернативы фронт 270 горения может возбуждаться «спереди» управляющими стержнями 192/194 с содержащимися в них расщепляющимися материалами.
Со ссылкой на Фиг.16 в графической форме показана четвертая функция управления, в целом обозначенная номером позиции 380, что соответствует четвертой схеме 370 загрузки, содержащей некоторое количество введения управляющего стержня в четвертый вариант выполнения тепловыделяющей сборки 360, в зависимости от расстояния от воспламенителя 245. Четвертая функция 380 управления модулирует нейтронный поток на уровне, на котором возможно реагировать на изменения, наблюдаемые системой мониторинга, как описано ниже. Распространение стационарного фронта 270 горения дефлаграционной волны устанавливается с помощью распределения типа функции, как показано на чертеже.
Со ссылкой на Фиг.17 показан иллюстративный пятый вариант выполнения тепловыделяющей сборки ядерного реактора деления, в целом обозначенный номером позиции 390. Иллюстративный пятый вариант выполнения тепловыделяющей сборки 390 содержит пятую схему загрузки, в целом обозначенную номером позиции 400, для модуляции уровня нейтронного потока в пятом варианте выполнения тепловыделяющей сборки 390. Пятая схема 400 загрузки содержит отражающие стержни 220 в дополнение к тепловыделяющим элементам 150 и управляющим стержням 192/194. Как видно посредством неограничивающего примера имеется повторяющаяся схема из ряда поглотителей с рядом отражателей позади ряда поглотителей. В качестве альтернативы ряд отражателей может быть расположен в передней части ряда поглотителей. Отражатель возвращает часть нейтронов утечки обратно в поглощающий ряд (и фронт 270 горения), в результате возникает необходимость в меньшем количестве поглотителей и большем количестве нейтронов в области горения/размножения. Пятая схема 400 загрузки показана в заранее заданный момент времени после нейтронного зажигания воспламенителем 245 (например, через 7,5 лет после включения зажигания). Модулирующий уровень нейтронного потока управляет реактивностью в пятом варианте выполнения тепловыделяющей сборки 390. Как описано более подробно далее, пятая схема 400 загрузки генерирует фронт 270 горения дефлаграционной волны, который накапливает избыточную реактивность в пятый вариант выполнения тепловыделяющей сборки 390. Пятая схема 400 загрузки в достаточной степени уравновешивает эту избыточную реактивность позади фронта 370 горения при одновременном снижении флюенса нейтронов, как это испытывается конструктивными материалами тепловыделяющей сборки позади фронта горения, в результате относительно высокой глубины выгорания. Управляющие стержни 192/194 и отражающие стержни 220 модулируют нейтронный поток в первой группе тепловыделяющих элементов 280 позади фронта 270 горения, изменяя, тем самым, эффективный размер и характеристики распространения фронта 270 горения.
Со ссылкой на Фиг.18 в графической форме показана пятая функция управления, в целом обозначенная номером позиции 410, соответствующая пятой схеме 400 загрузки, включающей некоторое количество введения управляющих стержней в пятый вариант выполнения тепловыделяющей сборки 390, в зависимости от расстояния от воспламенителя 245. Пятая функция управления 410 модулирует нейтронный поток на уровне, на котором возможно реагировать на изменения, наблюдаемые системой мониторинга, как описано ниже. Распространение стационарного фронта 270 горения дефлаграционной волны устанавливается с помощью распределения типа ступенчатой функции, как показано на чертеже. Как и в вариантах выполнения, показанных на Фиг.10 и 11, и как описано выше, этот тип распределения приводит к повышенной скорости распространения фронта горения, что позволяет достичь уменьшенной глубины выгорания.
Со ссылкой на Фиг.19 показан иллюстративный шестой вариант выполнения тепловыделяющей сборки ядерного реактора деления, в целом обозначенный номером позиции 420. Иллюстративный шестой вариант выполнения тепловыделяющей сборки 420 содержит шестую схему загрузки, в целом обозначенную номером позиции 430, для модуляции уровня нейтронного потока в шестом варианте выполнения тепловыделяющей сборки 420. Шестая схема 430 загрузки получается в заранее заданный момент времени после нейтронного зажигания воспламенителем 245 (например, через 7,5 лет после включения зажигания). Модулирующий уровень нейтронного потока управляет реактивностью шестого варианта выполнения тепловыделяющей сборки 420. Как описано более подробно далее, шестая схема 430 загрузки генерирует фронт 270 горения дефлаграционной волны, который накапливает избыточную реактивность в шестом варианте выполнения тепловыделяющей сборки 420. Шестая схема 430 загрузки уравновешивает эту избыточную реактивность достаточно позади фронта 270 горения и спереди фронта 270 горения при одновременном снижении флюенса нейтронов, как это испытывается конструктивными материалами тепловыделяющей сборки в результате относительно высокой глубины выгорания. Управляющие стержни 192/194 вставляют поглотители нейтронов в первую группу тепловыделяющих элементов 280 позади и спереди фронта 270 горения, изменяя, тем самым, эффективный размер фронта 270 горения. Следует понимать, что помимо поглощающего материала могут иметься и другие материалы.
Со ссылкой на Фиг.20 в графической форме показана шестая функция управления, в целом обозначенная номером позиции 440, что соответствует шестой схеме 430 загрузки, содержащей некоторое количество введения управляющих стержней в шестой вариант выполнения тепловыделяющей сборки 420, в зависимости от расстояния от воспламенителя 245. Шестая функция управления 440 модулирует нейтронный поток на уровне, на котором возможно реагировать на изменения, наблюдаемые системой мониторинга, как описано ниже. Распространение стационарного фронта 270 горения дефлаграционной волны устанавливается с помощью распределения типа непрерывной функции, как показано на чертеже.
Со ссылкой на Фиг.21 показан иллюстративный седьмой вариант выполнения тепловыделяющей сборки ядерного реактора деления, в целом обозначенный номером позиции 450. Иллюстративный седьмой вариант выполнения тепловыделяющей сборки 450 содержит седьмую схему загрузки, в целом обозначенную номером позиции 460, для модуляции уровня нейтронного потока в седьмом варианте выполнения тепловыделяющей сборки 450. Седьмая схема 460 загрузки показана в заданный момент времени после нейтронного зажигания воспламенителем 245 (например, через 7,5 лет после включения зажигания). Следует отметить, что тепловыделяющие элементы 290 могут быть сожжены. Модулирующий уровень нейтронного потока управляет реактивностью в седьмом варианте выполнения тепловыделяющей сборки 450. Как описано более подробно далее, седьмая схема 460 загрузки генерирует фронт 270 горения дефлаграционной волны, который накапливает избыточную реактивность в седьмом варианте выполнения тепловыделяющей сборки 450. Седьмая схема 460 загрузки уравновешивает эту избыточную реактивность достаточно позади фронта 370 горения при одновременном снижении флюенса нейтронов, как это испытывается материалами тепловыделяющей сборки в результате относительно высокой глубины выгорания. Размещение ступенчатой функции управления спереди фронта 270 горения во время настройки управляющей реакции позади фронта 270 горения может быть осуществлено для изменения направления распространения фронта 270 горения, что приводит к прохождению волны через ранее сожженные стержни 290. Управляющие стержни 192/194 вставляют поглотители нейтронов в первую группу тепловыделяющих элементов 280, которые теперь расположены позади фронта 270 горения, изменяя тем самым эффективный размер фронта 270 горения.
Со ссылкой на Фиг.22 в графической форме показана седьмая функция управления, в целом обозначенная номером позиции 470, которая соответствует седьмой схеме 460 загрузки, содержащей некоторое количество введения управляющих стержней в седьмой вариант выполнения тепловыделяющей сборки 450, в зависимости от расстояния от воспламенителя 245. Седьмая функция управления 470 модулирует нейтронный поток на уровне, на котором возможно реагировать на изменения, наблюдаемые системой мониторинга, как описано ниже. Распространение стационарного фронта 270 горения дефлаграционной волны устанавливается с помощью распределения типа ступенчатой функции, как показано на чертеже.
Из представленных выше идей следует понимать, что фронт 270 горения может быть направлен, как это требуется, в соответствии с выбранными параметрами распространения, отслеживаемыми системой мониторинга. Например, параметры распространения могут включать направление распространения или ориентацию фронта 270 горения, скорость распространения фронта 270 горения, параметры потребляемой мощности, такие как плотность тепловыделения, размеры поперечного сечения области горения, через которую должен проходить фронт 270 горения (например, осевой или поперечный размер области горения относительно оси распространения фронта 270 горения), или тому подобное. В качестве другого примера параметры распространения могут быть выбраны так, чтобы управлять пространственным или временным положением, профилем и распределением фронта 270 горения, для того чтобы избежать возможного сбоя или неисправности элементов управления (например, нейтронные изменения структуры или термостаты), несработанные или неисправные тепловыделяющие элементы и тому подобное. Сбой или неисправность тепловыделяющих элементов может возникнуть из-за разбухания или горячих пятен облицовки, вызванных блокировкой канала потока охлаждающей текучей среды. В качестве другого примера любой разорванный сломанный тепловыделяющий элемент может быть обнаружен с помощью обратной связи, поступающей от детектирующих меченых атомов, помещенных в тепловыделяющие элементы в процессе производства. Как еще один пример параметры распространения могут быть выбраны на основе мониторинга или измерения актинидов с помощью газоанализатора или путем измерения гамма-излучения с помощью детектора гамма-излучения или «счетчика Гейгера». В качестве другого примера параметры распространения могут быть выбраны на основе данных мониторинга от «образцов-свидетелей», реагирующих на нейтронный поток. В качестве еще одного примера параметры распространения могут быть выбраны на основе измерения локальной температуры с помощью термопар и потока с помощью детекторов нейтронов.
Со ссылкой на Фиг.23, график иллюстрирует линейную зависимость между скоростью фронта горения дефлаграционной волны и процентным отношением глубины выгорания как функции управления волной. Как определяется с помощью нейтронного моделирования, позиция «А» на графике соответствует типу ступенчатой функции управления фронтом 270 горения, тогда как позиция «В» на графике соответствует распределенной функции управления фронтом 270 горения. Позиция «А» соответствует конфигурации, похожей на ту, что показана на Фиг.9 и 10, тогда как положение «В» соответствует конфигурации, аналогичной показанной на Фиг.13 и 14. Позиция «С» на графике соответствует управляющей конфигурации, в которой поглотитель распределяется между тем, как это имеет место при ступенчатой функции, как показано на Фиг.9 и 10, и тем, как это имеет место при непрерывной функции, как показано на Фиг.13 и 14, то есть поглотитель распределен больше позади фронта горения, чем в распределенном случае, но не настолько, насколько это имеет место в случае ступенчатой функции. Фиг.23 относится к нейтронным результатам, полученным с использованием компьютерного программного кода MCNPX-CINDER. В связи с этим Фиг.23 показывает, что если используется поглотитель, то размещение поглотителя в реакторе в виде ступенчатой функции позади волны дает самую быструю скорость волны и самую низкую глубину выгорания. Отклонение от этой конфигурации (распространение поглотителя по всей волне) замедляет волну, и, наконец, если поглотитель размещен спереди волны, скорость волны должна исчезнуть.
Со ссылкой на Фиг.23А показан график, иллюстрирующий иллюстративное пространственное распределение нейтронного потока, в целом обозначенное номером позиции 475. В связи с этим график изображает пространственное распределение 475 в виде нейтронного потока как функцию расстояния от воспламенителя 245. Пространственное распределение 475 является представлением фронта горения в соответствии с иллюстративной функцией управления.
Со ссылкой на Фиг.23В показан график, иллюстрирующий пространственный профиль или функцию управления, в целом, обозначенную номером позиции 477. Функция 477 управления соответствует пространственному распределению 475, изображенному на Фиг.23А. Фиг.23В изображает процент вставления управляющего стержня как функцию расстояния от воспламенителя 245.
Со ссылкой на Фиг.23С в настоящем документе показана диаграмма, иллюстрирующая иллюстративное пространственное распределение нейтронного потока, в целом обозначенное номером позиции 479. В связи с этим график изображает пространственное распределение 479 в виде нейтронного потока как функцию расстояния от воспламенителя 245. Пространственное распределение 479 является представлением фронта горения в соответствии с иллюстративной функцией управления.
Со ссылкой на Фиг.23D показан график, иллюстрирующий пространственный профиль или функцию управления, в целом обозначенную номером позиции 481. Функция 481 управления соответствует пространственному распределению 479, изображенному на Фиг.23С. Этот график изображает процент вставления управляющего стержня как функцию расстояния от воспламенителя 245.
Со ссылкой на Фиг.23Е показан график, иллюстрирующий иллюстративное пространственное распределение нейтронного потока, в целом обозначенное номером позиции 483. В этой связи график изображает пространственное распределение 483 в виде нейтронного потока как функцию расстояния от воспламенителя 245. Пространственное распределение 483 является представлением фронт горения.
Со ссылкой на Фиг.23F показан график, иллюстрирующий пространственный профиль или функцию управления, в целом обозначенную номером позиции 485, соответствующую пространственному распределению 483, изображенному на Фиг.23Е. Пространственный профиль 485 имеет самую крутую часть 487. Этот график изображает процент вставления управляющего стержня как функцию расстояния от воспламенителя 245.
Из представленного выше описания может быть понятно, что достижимо значение глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже него. В связи с этим количеством поглотителей нейтронов, отражателей и/или излучателей можно управлять в большом количестве мест по отношению к фронту 270 горения, так что большая часть поглощений нейтронов происходит в местоположениях позади фронта 270 горения, чтобы получить значение глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже него. Например, излучатель нейтронов может быть перемещен из первого местоположения позади фронта 270 горения во второе местоположения спереди фронта 270 горения для достижения требуемого значения глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже него.
Кроме того, из представленного выше описания может быть понятно, что радиационные повреждения одного или нескольких конструктивных материалов могут также управляться в ответ на управление глубиной выгорания в типичной тепловыделяющей сборке 30 и иллюстративных вариантах выполнения тепловыделяющих сборок 250/300/330/360/390/420/450. В связи с этим управление таким радиационным повреждением повлечет за собой достижение требуемого значения радиационного повреждения, такого как DPA, на уровне заданного значения радиационного повреждения или ниже него. Достижение значения радиационного повреждения на уровне или ниже заданного значения радиационного повреждения может включать перемещение излучателя нейтронов из первого местоположения позади фронта 270 горения во второе местоположение позади фронта 270 горения. В качестве альтернативы излучатель нейтронов может быть перемещен из первого местоположения позади фронта 270 горения во второе местоположение спереди фронта 270 горения для управления потенциальным радиационным повреждением. В качестве другой альтернативы количеством поглотителей нейтронов можно управлять с помощью управляющих стержней 192/194 в местоположении позади фронта 270 горения для управления потенциальным радиационным повреждением. В этой связи большая часть поглощения нейтронов, вызванная поглотителями нейтронов, может происходить в местоположениях позади фронта 270 горения. Кроме того, достижение требуемого значения радиационного повреждения на уровне или ниже заданного значения радиационного повреждения может быть получено путем управления количеством отражателей нейтронов позади фронта 270 горения. В связи с этим большая часть отражений нейтронов, вызванная отражателями нейтронов, может происходить в местоположениях позади фронта 270 горения.
Из представленного выше описания может также быть понятно, что нейтронный поток может быть выборочно промодулирован в местоположении относительно фронта 270 горения. В этой связи нейтронный поток может быть промодулирован в местоположении позади фронта 270 горения. В этом случае большая часть модуляции происходит в большом количестве местоположений позади фронта 270 горения. Кроме того, выборочная модуляция нейтронного потока, излучаемого фронтом 270 горения, может повлечь за собой выборочное поглощение части нейтронного потока, испускаемого фронтом 270 горения. Другими словами, количество поглотителей нейтронов управляется в местоположении относительно фронта 270 горения. В целом количеством взаимодействующего с нейтронами материала (например, вставление управляющих стержней 192/194) можно управлять в местоположении относительно фронта 270 горения. В одном варианте выполнения управление количеством взаимодействующего с нейтронами материала в местоположении относительно фронта 270 горения включает управление количеством излучателей нейтронов в местоположении относительно фронта 270 горения. Излучатель нейтронов может представлять собой расщепляющийся элемент, воспроизводящий элемент и/или элемент, способный испытывать бета-распад в расщепляющийся элемент. С другой стороны, управление количеством взаимодействующего с нейтронами материала в местоположении относительно фронта 270 горения может включать управление количеством отражателей нейтронов в местоположении относительно фронта 270 горения.
Кроме того, из представленного выше описания может быть понятно, что избирательная модуляция нейтронного потока может управляться пространственным профилем. Пространственный профиль может быть как симметричными, так и асимметричным относительно фронта 270 горения. Пространственный профиль может иметь наклон с самым крутым участком, причем самый крутой участок соответствующим образом имеет место в местоположении позади фронта 270 горения.
Из представленного выше описания может быть также понятно, что избирательная модуляция нейтронного потока, испускаемого фронтом 270 горения, может включать измерение параметра горения, связанного с фронтом 270 горения, и выборочное осуществление модуляции нейтронного потока, по меньшей мере частично, в ответ на измерение параметра горения. Измерение параметра горения может включать мониторинг радиационного повреждения материала, такой как DPA, по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта 270 горения; мониторинг глубины выгорания, по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта 270 горения; мониторинг скорости выгорания, мониторинг ширины фронта горения, мониторинг одной или нескольких характеристик, связанных с нейтронным потоком, по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта 270 горения; мониторинг излучения ядер, по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта 270 горения; и/или мониторинг температуры, по меньшей мере в одном местоположении, термически вблизи фронта 270 горения. Кроме того, выборочная модуляция нейтронного потока, по меньшей мере частично, в ответ на измерение параметра горения может включать выборочную модуляцию нейтронного потока, по меньшей мере частично, в ответ на измерение параметра горения, и измерение параметра горения, по меньшей мере частично, в ответ на процесс управления с обратной связью, и/или по меньшей мере частично, в ответ на компьютерный алгоритм, имеющий большое количество параметров, связанных со параметром горения. В этой связи один или несколько параметров компьютерного алгоритма могут быть изменены в ответ на измерение параметра горения.
Иллюстративные способы
Теперь будут описаны иллюстративные способы, связанные с иллюстративными вариантами выполнения для управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне и тепловыделяющей сборке.
Со ссылкой на Фиг.24-65, иллюстративные способы предназначены для управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне и тепловыделяющей сборке, выполненной с возможностью излучения нейтронного потока.
Обратимся теперь к Фиг.24, на котором в блоке 500 начинают выполнение иллюстративного способа 490 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 510 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне. Выполнение способа 490 прекращают в блоке 520.
Со ссылкой на Фиг.25, в блоке 540 начинают выполнение иллюстративного способа 530 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 550 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. Выполнение способа 530 прекращают в блоке 560.
Со ссылкой на Фиг.26, в блоке 580 начинают выполнение иллюстративного способа 570 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 590 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 600 достигают заранее заданного значения глубины выгорания. Выполнение способа 570 прекращают в блоке 610.
Со ссылкой на Фиг.27, в блоке 630 начинают выполнение иллюстративного способа 620 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 640 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 650 достигают требуемого значения глубины выгорания на уровне или ниже заданного значения глубины выгорания. Выполнение способа 620 прекращают в блоке 660.
Со ссылкой на Фиг.28, в блоке 680 начинают выполнение иллюстративного способа 670 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 690 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 700 в способе достигают значения глубины выгорания на уровне или ниже заданного значения глубины выгорания. В блоке 710 управляют количеством поглотителей нейтронов в местоположении позади фронта горения. Выполнение способа 670 прекращают в блоке 720.
Со ссылкой на Фиг.29, в блоке 800 начинают выполнение иллюстративного способа 790 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 810 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 820 достигают значения глубины выгорания на уровне или ниже заданного значения глубины выгорания. В блоке 830 управляют количеством поглотителей нейтронов, достигающих поглощения нейтронов, в большом количестве местоположений относительно фронта горения, причем большая часть поглощений нейтронов, вызванная поглотителями нейтронов, происходит в большом количестве местоположений позади фронта горения. Выполнение способа прекращают в блоке 840.
Со ссылкой на Фиг.30, в блоке 860 начинают выполнение иллюстративного способа 850 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 870 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 880 достигают значения глубины выгорания на уровне или ниже заранее заданного значения глубины выгорания. В блоке 890 управляют количеством отражателей нейтронов в местоположении позади фронта горения. Выполнение способа прекращают в блоке 900.
Со ссылкой на Фиг.31, в блоке 920 начинают выполнение иллюстративного способа 910 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 930 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 940 достигают значения глубины выгорания на уровне или ниже заранее заданного значения глубины выгорания. В блоке 950 управляют количеством отражателей нейтронов, достигающих отражения нейтронов, в одном или в большем количестве местоположений относительно фронта горения, и причем большая часть отражений нейтронов, вызванная отражателями нейтронов, находится в большом количестве местоположений позади фронта горения. Выполнение способа прекращают в блоке 960.
Со ссылкой на Фиг.32, в блоке 980 начинают выполнение иллюстративного способа 970 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 990 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 1000 достигают значения глубины выгорания на уровне или ниже заранее заданного значения глубины выгорания. В блоке 1010 излучатель нейтронов перемещают из первого местоположения позади фронта горения во второе местоположение позади фронта горения. Выполнение способа прекращают в блоке 1020.
Со ссылкой на Фиг.33, в блоке 1040 начинают выполнение иллюстративного способа 1030 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 1050 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 1060 достигают значения глубины выгорания на уровне или ниже заранее заданного значения глубины выгорания. В блоке 1070 излучатель нейтронов перемещают из первого местоположения позади фронта горения во второе местоположение вблизи фронта горения. Выполнение способа прекращают в блоке 1080.
Со ссылкой на Фиг.34, в блоке 1100 начинают выполнение иллюстративного способа 1090 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 1110 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 1120 достигают значения глубины выгорания на уровне или ниже заранее заданного значения глубины выгорания. В блоке 1130 излучатель нейтронов перемещают из первого местоположения позади фронта горения во второе местоположение спереди фронта горения. Выполнение способа прекращают в блоке 1140.
Со ссылкой на Фиг.35, в блоке 1160 начинают выполнение иллюстративного способа 1150 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 1170 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 1180 управляют радиационным повреждением одного или нескольких конструкционных материалов в ответ на управление значением глубины выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне. Выполнение способа прекращают в блоке 1190.
Со ссылкой на Фиг.36, в блоке 1210 начинают выполнение иллюстративного способа 1200 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 1220 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 1230 управляют радиационным повреждением одного или нескольких конструкционных материалов в ответ на управление значением глубины выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне. В блоке 1240 достигают значения радиационного повреждения. Выполнение способа прекращают в блоке 1250.
Со ссылкой на Фиг.37, в блоке 1270 начинают выполнение иллюстративного способа 1260 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 1280 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 1290 управляют радиационным повреждением одного или нескольких конструкционных материалов в ответ на управление значением глубины выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне. В блоке 1300 достигают значения радиационного повреждения на уровне или ниже заранее заданного значения радиационного повреждения. Выполнение способа прекращают в блоке 1310.
Со ссылкой на Фиг.38, в блоке 1330 начинают выполнение иллюстративного способа 1320 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 1340 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 1350 управляют радиационным повреждением одного или нескольких конструкционных материалов в ответ на управление значением глубины выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне. В блоке 1360 достигают значения радиационного повреждения на уровне или ниже заранее заданного значения радиационного повреждения. В блоке 1370 излучатель нейтронов перемещают из первого местоположения позади фронта горения во второе местоположение позади фронта горения. Выполнение способа прекращают в блоке 1380.
Со ссылкой на Фиг.39, в блоке 1400 начинают выполнение иллюстративного способа 1390 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 1410 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 1420 управляют радиационным повреждением одного или нескольких конструкционных материалов в ответ на управление значением глубины выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне. В блоке 1430 достигают значения радиационного повреждения на уровне или ниже заранее заданного значения радиационного повреждения. В блоке 1440 излучатель нейтронов перемещают из первого местоположения позади фронта горения во второе местоположение вблизи фронта горения. Выполнение способа прекращают в блоке 1450.
Со ссылкой на Фиг.40, в блоке 1470 начинают выполнение иллюстративного способа 1460 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 1480 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 1490 управляют радиационным повреждением одного или нескольких конструкционных материалов в ответ на управление значением глубины выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне. В блоке 1500 достигают значения радиационного повреждения на уровне или ниже заранее заданного значения радиационного повреждения. В блоке 1510 излучатель нейтронов перемещают из первого местоположения позади фронта горения во второе местоположение спереди фронта горения. Выполнение способа прекращают в блоке 1520.
Со ссылкой на Фиг.41, в блоке 1540 начинают выполнение иллюстративного способа 1530 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 1550 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 1560 управляют радиационным повреждением одного или нескольких конструкционных материалов в ответ на управление значением глубины выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне. В блоке 1570 достигают значения радиационного повреждения на уровне или ниже заданного значения радиационного повреждения. В блоке 1580 управляют большим количеством поглотителей нейтронов в местоположении позади фронта горения. Выполнение способа прекращают в блоке 1590.
Со ссылкой на Фиг.42, в блоке 1610 начинают выполнение иллюстративного способа 1600 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 1620 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 1630 управляют радиационным повреждением одного или нескольких конструкционных материалов в ответ на управление значением глубины выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне. В блоке 1640 достигают значения радиационного повреждения на уровне или ниже заданного значения радиационного повреждения. В блоке 1650 управляют большим количеством поглотителей нейтронов в большом количестве местоположений относительно фронта горения, и причем большая часть поглощений нейтронов, вызванная поглотителями нейтронов, происходит в большом количестве местоположений позади фронта горения. Выполнение способа прекращают в блоке 1660.
Со ссылкой на Фиг.43, в блоке 1680 начинают выполнение иллюстративного способа 1670 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 1690 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 1700 управляют радиационным повреждением одного или нескольких конструкционных материалов в ответ на управление значением глубины выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне. В блоке 1710 достигают значения радиационного повреждения на уровне или ниже заданного значения радиационного повреждения. В блоке 1720 управляют количеством отражателей нейтронов в местоположении позади фронта горения. Выполнение способа прекращают в блоке 1730.
Со ссылкой на Фиг.44, в блоке 1750 начинают выполнение иллюстративного способа 1740 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 1760 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 1770 управляют радиационным повреждением одного или нескольких конструкционных материалов в ответ на управление значением глубины выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне. В блоке 1780 достигают значения радиационного повреждения на уровне или ниже заданного значения радиационного повреждения. В блоке 1790 управляют количеством отражателей нейтронов, достигающих отражения нейтронов, в большом количестве местоположений относительно фронта горения, и причем большая часть отражений нейтронов, вызванных отражателями нейтронов, происходит в большом количестве местоположений позади фронта горения. Выполнение способа прекращают в блоке 1800.
Со ссылкой на Фиг.45, в блоке 1820 начинают выполнение иллюстративного способа 1810 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 1830 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 1840 нейтронный поток избирательно модулируют в местоположении относительно фронта горения. Выполнение способа прекращают в блоке 1850.
На фиг.46, в блоке 1870 начинают выполнение иллюстративного способа 1860 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 1880 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 1890 нейтронный поток избирательно модулируют в местоположении относительно фронта горения. В блоке 1900 нейтронный поток избирательно модулируют в местоположении позади фронта горения. Выполнение способа прекращают в блоке 1910.
Со ссылкой на Фиг.47, в блоке 1930 начинают выполнение иллюстративного способа 1920 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 1940 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 1950 нейтронный поток избирательно модулируют в местоположении относительно фронта горения. В блоке 1960 нейтронный поток избирательно модулируют в большом количестве местоположений относительно фронта горения, и причем величиной модуляции в большом количестве местоположений относительно фронта горения управляют пространственным профилем. Выполнение способа прекращают в блоке 1970.
Со ссылкой на Фиг.48, в блоке 1990 начинают выполнение иллюстративного способа 1980 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 2000 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 2010 нейтронный поток избирательно модулируют в местоположении относительно фронта горения. В блоке 2020 нейтронный поток избирательно модулируют в большом количестве местоположений относительно фронта горения, и причем большая часть модуляции нейтронного потока происходит в большом количестве местоположений позади фронта горения. Выполнение способа прекращают в блоке 2030.
Со ссылкой на Фиг.49, в блоке 2050 начинают выполнение иллюстративного способа 2040 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 2060 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 2070 нейтронный поток избирательно модулируют в местоположении относительно фронта горения. В блоке 2080 часть нейтронного потока избирательно поглощают в местоположении относительно фронта горения. Выполнение способа прекращают в блоке 2090.
Со ссылкой на Фиг.50, в блоке 2110 начинают выполнение иллюстративного способа 2100 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 2120 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 2130 нейтронный поток избирательно модулируют в местоположении относительно фронта горения. В блоке 2140 управляют количеством поглотителей нейтронов в местоположении относительно фронта горения. Выполнение способа прекращают в блоке 2150.
Со ссылкой на Фиг.51, в блоке 2170 начинают выполнение иллюстративного способа 2160 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 2180 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 2190 нейтронный поток избирательно модулируют в местоположении относительно фронта горения. В блоке 2200 управляют количеством взаимодействующего с нейтронами материала в местоположении относительно фронта горения. Выполнение способа прекращают в блоке 2210.
Со ссылкой на Фиг.52, в блоке 2230 начинают выполнение иллюстративного способа 2220 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 2240 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 2250 нейтронный поток избирательно модулируют в местоположении относительно фронта горения. В блоке 2260 управляют количеством взаимодействующего с нейтронами материала в местоположении относительно фронта горения. В блоке 2270 управляют количеством излучателей нейтронов в местоположении относительно фронта горения. Выполнение способа прекращают в блоке 2280.
Со ссылкой на Фиг.53, в блоке 2300 начинают выполнение иллюстративного способа 2290 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 2310 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 2320 нейтронный поток избирательно модулируют в местоположении относительно фронта горения. В блоке 2330 управляют количеством взаимодействующего с нейтронами материала в местоположении относительно фронта горения. В блоке 2340 управляют количеством отражателей нейтронов в местоположении относительно фронта горения. Выполнение способа прекращают в блоке 2350.
Со ссылкой на Фиг.54, в блоке 2370 начинают выполнение иллюстративного способа 2360 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 2380 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 2390 нейтронный поток избирательно модулируют в местоположении относительно фронта горения. В блоке 2400 определяют параметр горения, связанный с фронтом горения. В блоке 2410 нейтронный поток избирательно модулируют, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, связанного с фронтом горения. Выполнение способа прекращают в блоке 2420.
Со ссылкой на Фиг.55, в блоке 2440 начинают выполнение иллюстративного способа 2430 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 2450 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 2460 нейтронный поток избирательно модулируют в местоположении относительно фронта горения. В блоке 2470 определяют параметр горения, связанный с фронтом горения. В блоке 2480 осуществляют радиационное повреждение материалу, по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта горения. В блоке 2490 нейтронный поток избирательно модулируют, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, связанного с фронтом горения. Выполнение способа прекращают в блоке 2500.
Со ссылкой на Фиг.56, в блоке 2520 начинают выполнение иллюстративного способа 2510 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 2530 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 2540 нейтронный поток избирательно модулируют в местоположении относительно фронта горения. В блоке 2550 определяют параметр горения, связанный с фронтом горения. В блоке 2560 осуществляют мониторинг значения глубины выгорания, по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта горения. В блоке 2570 нейтронный поток избирательно модулируют, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, связанного с фронтом горения. Выполнение способа прекращают в блоке 2580.
Со ссылкой на Фиг.57, в блоке 2600 начинают выполнение иллюстративного способа 2590 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 2610 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 2620 нейтронный поток избирательно модулируют в местоположении относительно фронта горения. В блоке 2630 определяют параметр горения, связанный с фронтом горения. В блоке 2640 осуществляют мониторинг скорости глубины выгорания. В блоке 2650 нейтронный поток избирательно модулируют, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, связанного с фронтом горения. Выполнение способа прекращают в блоке 2660.
Со ссылкой на Фиг.58, в блоке 2680 начинают выполнение иллюстративного способа 2670 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 2690 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 2700 нейтронный поток избирательно модулируют в местоположении относительно фронта горения. В блоке 2710 определяют параметр горения, связанный с фронтом горения. В блоке 2720 осуществляют мониторинг ширины фронта горения. В блоке 2730 нейтронный поток избирательно модулируют, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, связанного с фронтом горения. Выполнение способа прекращают в блоке 2740.
Со ссылкой на Фиг.59, в блоке 2760 начинают выполнение иллюстративного способа 2750 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 2770 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 2780 нейтронный поток избирательно модулируют в местоположении относительно фронта горения. В блоке 2790 определяют параметр горения, связанный с фронтом горения. В блоке 2800 осуществляют мониторинг одной или нескольких характеристик, связанных с нейтронным потоком, по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта горения. В блоке 2810 нейтронный поток избирательно модулируют, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, связанного с фронтом горения. Выполнение способа прекращают в блоке 2820.
Со ссылкой на Фиг.60, в блоке 2840 начинают выполнение иллюстративного способа 2830 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 2850 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 2860 нейтронный поток избирательно модулируют в местоположении относительно фронта горения. В блоке 2870 определяют параметр горения, связанный с фронтом горения. В блоке 2880 осуществляют мониторинг ядерного излучения, по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта горения. В блоке 2890 нейтронный поток избирательно модулируют, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, связанного с фронтом горения. Выполнение способа прекращают в блоке 2900.
Со ссылкой на Фиг.61, в блоке 3010 начинают выполнение иллюстративного способа 3000 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 3020 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 3030 нейтронный поток избирательно модулируют в местоположении относительно фронта горения. В блоке 3040 определяют параметр горения, связанный с фронтом горения. В блоке 3050 осуществляют мониторинг температуры, по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта горения. В блоке 3060 нейтронный поток избирательно модулируют, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, связанного с фронтом горения. Выполнение способа прекращают в блоке 3070.
Со ссылкой на Фиг.62, в блоке 3090 начинают выполнение иллюстративного способа 3080 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 3100 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 3110 нейтронный поток избирательно модулируют в местоположении относительно фронта горения. В блоке 3120 определяют параметр горения, связанный с фронтом горения. В блоке 3130 нейтронный поток избирательно модулируют, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, связанного с фронтом горения. В блоке 3140 нейтронный поток избирательно модулируют, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, связанного с фронтом горения, в ответ на процесс управления с обратной связью. Выполнение способа прекращают в блоке 3150.
Со ссылкой на Фиг.63, в блоке 3170 начинают выполнение иллюстративного способа 3160 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 3180 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 3190 нейтронный поток избирательно модулируют в местоположении относительно фронта горения. В блоке 3200 определяют параметр горения, связанный с фронтом горения. В блоке 3210 нейтронный поток избирательно модулируют, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, связанного с фронтом горения. В блоке 3220 нейтронный поток избирательно модулируют, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, связанного с фронтом горения, в ответ на компьютерный алгоритм. Выполнение способа прекращают в блоке 3230.
Со ссылкой на Фиг.64, в блоке 3250 начинают выполнение иллюстративного способа 3240 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 3260 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 3270 нейтронный поток избирательно модулируют в местоположении относительно фронта горения. В блоке 3280 определяют параметр горения, связанный с фронтом горения. В блоке 3290 нейтронный поток избирательно модулируют, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, связанного с фронтом горения. В блоке 3300 нейтронный поток избирательно модулируют, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, связанного с фронтом горения, в ответ на компьютерный алгоритм, в котором компьютерный алгоритм содержит большое количество параметров. В блоке 3310 один или несколько из большого количества параметров компьютерного алгоритма модифицируют в ответ на определение параметра горения. Выполнение способа прекращают в блоке 3320.
Со ссылкой на Фиг.65, в блоке 3340 начинают выполнение иллюстративного способа 3330 управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока. В блоке 3350 в способе модулируют нейтронный поток, излучаемый ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения. В блоке 3360 нейтронный поток избирательно модулируют в местоположении относительно фронта горения. В блоке 3370 определяют параметр горения, связанный с фронтом горения. В блоке 3380 радиационным повреждением одного или нескольких из большого количества конструкционных материалов управляют в ответ на выборочную модуляцию нейтронного потока. Выполнение способа прекращают в блоке 3390.
Специалисту в данной области техники будет понятно, что описанные здесь элементы (например, операции), устройства, объекты и сопровождающие их обсуждения используются лишь в качестве примеров для концептуальной ясности и что при этом предусмотрены различные модификации конфигурации. Следовательно, в данном описании изложенные конкретные примеры и сопровождающие обсуждения предназначены для представления более общих классов. В целом использование каких-либо конкретных экземпляр предназначено для представления своего класса, а также не включение отдельных элементов (например, операции), устройств и объектов не следует рассматривать как ограничивающие.
Более того, специалисты в данной области техники должны понимать, что приведенные выше конкретные иллюстративные процессы, и/или устройства, и/или технологии являются представителями более общих процессов, и/или устройств, и/или технологий, приведенных в настоящем документе, например в формуле изобретения, поданной с настоящей заявкой, и/или в других частях настоящего описания.
Несмотря на то что выше были показаны и описаны отдельные аспекты раскрытого настоящего предмета изобретения, специалистам в данной области техники следует понимать, что, основываясь на изобретательских идеях, представленных в настоящем документе, изменения и модификации могут быть сделаны без отступления от описанного здесь предмета изобретения и его более широких аспектов и, следовательно, приложенная формула изобретения охватывает в пределах своего объема все такие изменения и модификации, которые являются непротиворечивыми в пределах сущности и объема описанного здесь предмета изобретения. Специалистам в данной области техники следует иметь в виду, что в целом термины, используемые в настоящем документе и особенно в формуле изобретения (например, пунктах приложенной формулы изобретения), в целом предназначены быть "открытыми" признаками (например, термин "содержащий" следует интерпретировать как "содержащий, но не ограниченный", термин "имеющий" следует интерпретировать как "имеющий по меньшей мере", термин "содержит" следует интерпретировать как "содержит, но не ограничивается этим", и т.д.). Специалистам в данной области техники следует также понимать, что если предназначено конкретное количество перечислений заявляемых свойств, такое намерение будет явным образом осуществлено в пункте формулы изобретения, а в отсутствие такого перечисления такой цели не преследуется. Например, в качестве помощи для понимания сказанного следующая приложенная формула изобретения может содержать использование вводных фраз "по меньшей мере один" и "один или большее количество", чтобы ввести требование перечисления. Тем не менее, использование таких фраз не должно быть истолковано как намекающее на то, что введение перечислений заявляемых свойств, путем использования неопределенных артиклей "а" или "an", ограничивающее какой-либо конкретный пункт формулы изобретения, содержащий такое перечисление заявляемых свойств, пунктом, который содержит только одно такое перечисление, даже когда тот же самый пункт содержит вводные фразы "один или большее количество" или "по меньшей мере один" и неопределенные артикли, такие как "а" или "an" (например, "а" и/или "an" в целом, должны быть интерпретированы в значении "по меньшей мере один" или "один или большее количество"); то же самое относится и к использованию определенных артиклей, используемых для перечисления заявляемых свойств,. В качестве альтернативы даже если определенное число введенных перечислений заявляемых свойств является явным, для специалистов в данной области будет понятно, что такое перечисление в целом должно истолковываться как по меньшей мере перечисленное количество (например, простое перечисление "двух перечислений" без других модификаторов в целом означает по меньшей мере два перечисления или два или большее количество перечислений). В качестве альтернативы в тех случаях, когда используется правило, аналогичное "по меньшей мере одно из А, В и С и т.д.", в целом такая конструкция предназначена в том смысле, что специалист в области техники поймет правило (например, "система, имеющая по меньшей мере одно из А, В и С" будет включать, но не ограничиваться системами, которые имеют только одно А, одно В, одно С, А и В вместе, А и С вместе, В и С вместе и/или А, В и С вместе, и т.д.). В тех случаях, когда используется правило, аналогичное "по меньшей мере одно из А, В или С, и т.д.", в целом такая конструкция предназначена в том смысле, что специалист в области техники поймет правило (например, "система, имеющая по меньшей мере одно из А, В или С" будет включать, но не ограничиваться системами, которые имеют одно А, одно В, одно С, А и В вместе, А и С вместе, В и С вместе и/или А, В и С вместе, и т.д.). Специалист в области техники также поймет, что в целом дизъюнктивное слово и/или фраза, представляющая два и большее количество альтернативных терминов, будь то в описании изобретения, формуле изобретения или на чертежах, следует понимать как предусматривающая возможность включения одного из терминов, любого из терминов, или обоих терминов, если контекст не диктует иное. Например, фраза "А или В" будет в целом пониматься как возможности «А» или «В», или «А» и «В».
Что касается формулы изобретения, специалистам в данной области техники следует понимать, что описанные в формуле изобретения операции в целом могут быть выполнены в любом порядке. Также несмотря на то что различные рабочие потоки представлены в последовательности(ях), следует понимать, что различные операции могут совершаться в других порядках, чем те порядки, которые изображены на чертежах, или же они могут быть выполнены одновременно. Примеры таких альтернативных порядков могут включать перекрытия, чередование, прерывание, перестановку местами, инкремент, подготовку, дополнение, одновременность, обратный порядок, или другой вариант упорядочения, если контекст не диктует иное. Более того, такие термины, как "выполненный с возможностью отклика на", "связанный с" или другие прилагательные прошедшего времени, в целом не предназначены для исключения возможности такого варианта, если контекст не диктует иное.
Таким образом, в настоящем изобретении представлен ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка, а также способ управления в них глубиной выгорания.
Несмотря на то что в настоящем документе были описаны различные варианты выполнения и аспекты, другие варианты выполнения и аспекты будут очевидны специалистам в данной области техники. Например, каждый из вариантов выполнения тепловыделяющей сборки ядерного реактора деления может быть расположен в реакторе на тепловых нейтронах, в реакторе на быстрых нейтронах, в реакторе-размножителе нейтронов, в реакторе-размножителе на быстрых нейтронах, а также в ранее упомянутом реакторе на бегущей волне. Таким образом, каждый из вариантов тепловыделяющей сборки достаточно универсален, чтобы быть благоприятно используемым в различных ядерных реакторах.
Более того, различные описанные здесь варианты выполнения и аспекты предназначены исключительно в иллюстративных целях и не предназначены для ограничения, причем истинный объем и сущность изобретения определяется последующей формулой изобретения.
Claims (45)
1. Способ управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения потока нейтронов, включающий модуляцию нейтронного потока, излучаемого указанным ядерным реактором, причем поток нейтронов определяет фронт горения,
в котором дополнительно достигают значение глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже него,
причем при достижении значения глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже него также перемещают излучатель нейтронов из первого местоположения позади фронта горения во второе местоположение:
(а) позади фронта горения, или
(б) вблизи фронта горения, или
(в) перед фронтом горения.
в котором дополнительно достигают значение глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже него,
причем при достижении значения глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже него также перемещают излучатель нейтронов из первого местоположения позади фронта горения во второе местоположение:
(а) позади фронта горения, или
(б) вблизи фронта горения, или
(в) перед фронтом горения.
2. Способ по п.1, в котором дополнительно достигают заданного значения глубины выгорания.
3. Способ по п.1, в котором при достижении значения глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже него также управляют количеством поглотителей нейтронов в местоположении позади фронта горения.
4. Способ по п.1, в котором при достижении значения глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже него также управляют количеством поглотителя нейтронов в нескольких местоположениях относительно фронта горения, причем большая часть поглощений нейтронов, вызванная поглотителями нейтронов, происходит в большом количестве местоположений позади фронта горения.
5. Способ по п.1, в котором при достижении значения глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже него также управляют количеством отражателей нейтронов в местоположении позади фронта горения.
6. Способ по п.5, в котором отражатель нейтронов содержит материал, выбранный из бериллия (Be), свинца (Рb), вольфрама (W), ванадия (V), воспроизводящего материала, сплавов стали и их смесей.
7. Способ по п.1, в котором при достижении значения глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже него также управляют количеством отражателей нейтронов, достигающих отражения нейтронов в одном или нескольких местоположениях относительно фронта горения, при этом большая часть отражений нейтронов, вызванная поглотителями нейтронов, происходит в большом количестве местоположений позади фронта горения.
8. Способ по п.1, в котором дополнительно управляют радиационным повреждением одного или нескольких конструктивных материалов в ответ на управление значением глубины выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне.
9. Способ по п.8, в котором при управлении радиационным повреждением также достигают значения радиационного повреждения.
10. Способ по п.8, в котором при управлении радиационным повреждением также достигают значения радиационного повреждения на уровне заданного значения радиационного повреждения или ниже него.
11. Способ по п.10, в котором при достижении значения радиационного повреждения на уровне заданного значения радиационного повреждения или ниже него также перемещают излучатель нейтронов из первого местоположения позади фронта горения во второе местоположение позади фронта горения.
12. Способ по п.10, в котором при достижении значения радиационного повреждения на уровне заданного значения радиационного повреждения или ниже него также перемещают излучатель нейтронов из первого местоположения позади фронта горения в другое местоположение вблизи фронта горения.
13. Способ по п.10, в котором при достижении значения радиационного повреждения на уровне заданного значения радиационного повреждения или ниже него также перемещают излучатель нейтронов из первого местоположения позади фронта горения в другое местоположение спереди фронта горения.
14. Способ по п.10, в котором при достижении значения радиационного повреждения на уровне заданного значения радиационного повреждения или ниже него также управляют количеством поглотителей нейтронов в местоположении позади фронта горения.
15. Способ по п.10, в котором при достижении значения радиационного повреждения на уровне заданного значения радиационного повреждения или ниже него также управляют количеством поглотителей нейтронов, достигая поглощения нейтронов в нескольких местоположениях относительно фронта горения, причем большая часть поглощения нейтронов, вызванная поглотителями нейтронов, происходит в нескольких местоположениях позади фронта горения.
16. Способ по п.10, в котором при достижении значения радиационного повреждения на уровне заданного значения радиационного повреждения или ниже него также управляют количеством поглотителей нейтронов в местоположении позади фронта горения.
17. Способ по п.10, в котором при достижении значения радиационного повреждения на уровне заданного значения радиационного повреждения или ниже него также управляют количеством отражателей нейтронов, достигая отражения нейтронов в нескольких местоположениях относительно фронта горения, при этом большая часть поглощения нейтронов, вызванная поглотителями нейтронов, происходит в нескольких местоположениях позади фронта горения.
18. Способ управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения потока нейтронов, включающий модуляцию нейтронного потока, излучаемого указанным ядерным реактором, причем поток нейтронов определяет фронт горения, при этом при модуляции потока нейтронов, испускаемых указанным ядерным реактором, также выборочно модулируют нейтронный поток в местоположении относительно фронта горения,
причем при выборочной модуляции нейтронного потока в местоположении относительно фронта горения также управляют количеством взаимодействующего с нейтронами материала в местоположении относительно фронта горения;
при этом при управлении количеством взаимодействующего с нейтронами материала в местоположении относительно фронта горения также управляют количеством излучателей нейтронов в местоположении относительно фронта горения.
причем при выборочной модуляции нейтронного потока в местоположении относительно фронта горения также управляют количеством взаимодействующего с нейтронами материала в местоположении относительно фронта горения;
при этом при управлении количеством взаимодействующего с нейтронами материала в местоположении относительно фронта горения также управляют количеством излучателей нейтронов в местоположении относительно фронта горения.
19. Способ по п.18, в котором при выборочной модуляции нейтронного потока в местоположении относительно фронта горения также выборочно модулируют нейтронный поток в местоположении позади фронта горения.
20. Способ по п.18, в котором при выборочной модуляции нейтронного потока в местоположении относительно фронта горения также выборочно модулируют нейтронный поток в большом количестве местоположений относительно фронта горения, причем величина модуляции в большом количестве местоположений относительно фронта горения регулируется пространственным профилем.
21. Способ по п.20, в котором пространственный профиль симметричен относительно фронта горения.
22. Способ по п.20, в котором пространственный профиль асимметричен относительно фронта горения.
23. Способ по п.20, в котором пространственный профиль имеет наклон, имеющий крутую часть, причем крутая часть наклона пространственного профиля происходит в местоположении позади фронта горения.
24. Способ по п.18, в котором при выборочной модуляции нейтронного потока в местоположении относительно фронта горения также выборочно модулируют нейтронный поток в местоположении относительно фронта горения так, что большая часть модуляции нейтронного потока происходит в большом количестве местоположений позади фронта горения.
25. Способ по п.18, в котором при выборочной модуляции нейтронного потока в местоположении относительно фронта горения также выборочно поглощают часть нейтронного потока в местоположении относительно фронта горения.
26. Способ по п.18, в котором при выборочной модуляции нейтронного потока в местоположении относительно фронта горения также управляют количеством поглотителей нейтронов в местоположении относительно фронта горения.
27. Способ по п.26, в котором поглотитель нейтронов содержит материал, выбранный из лития, серебра, индия, кадмия, бора, кобальта, гафния, диспрозия, гадолиния, самария, эрбия, европия и их смесей.
28. Способ по п.26, в котором поглотитель нейтронов содержит соединение, выбранное из серебро-индий-кадмиевого сплава, карбида бора, диборида циркония, диборида титана, диборида гафния, титаната гадолиния, титаната диспрозия и их смесей.
29. Способ по п.18, в котором излучатель нейтронов содержит расщепляющийся изотоп.
30. Способ по п.18, в котором излучатель нейтронов содержит воспроизводящий изотоп.
31. Способ по п.18, в котором излучатель нейтронов содержит элемент, способный испытывать бета-распад, чтобы стать расщепляющимся изотопом.
32. Способ по п.18, в котором при управлении количеством взаимодействующего с нейтронами материала в местоположении относительно фронта горения также управляют количеством отражателей нейтронов в местоположении относительно фронта горения.
33. Способ по п.18, в котором дополнительно определяют параметр горения, связанный с фронтом горения, и выборочно модулируют нейтронный поток, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, связанного с фронтом горения.
34. Способ по п.33, в котором при определении параметра горения, связанного с фронтом горения, также контролируют радиационное повреждение материала по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта горения.
35. Способ по п.33, в котором при определении параметра горения, связанного с фронтом горения, также контролируют значение глубины выгорания по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта горения.
36. Способ по п.33, в котором при определении параметра горения, связанного с фронтом горения, также контролируют скорость фронта горения.
37. Способ по п.33, в котором при определении параметра горения, связанного с фронтом горения, также контролируют ширину фронта горения.
38. Способ по п.33, в котором при определении параметра горения, связанного с фронтом горения, также контролируют одну или нескольких характеристик, связанных с нейтронным потоком, по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта горения.
39. Способ по п.33, в котором при определении параметра горения, связанного с фронтом горения, также контролируют радиоактивное излучение по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта горения.
40. Способ по п.33, в котором при определении параметра горения, связанного с фронтом горения, также контролируют температуру по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта горения.
41. Способ по п.33, в котором при выборочной модуляции нейтронного потока, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения также выборочно модулируют нейтронный поток, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения в ответ на процесс управления с обратной связью.
42. Способ по п.33, в котором при выборочной модуляции нейтронного потока, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения также выборочно модулируют нейтронный поток, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, по меньшей мере частично, в ответ на компьютерный алгоритм.
43. Способ по п.42, в котором компьютерный алгоритм содержит большое количество параметров.
44. Способ по п.43, в котором при выборочной модуляции нейтронного потока, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, в ответ на компьютерный алгоритм, включающий в себя большое количество параметров, также изменяют один или несколько из большого количества параметров компьютерного алгоритма в ответ на определение параметра горения.
45. Способ по п.33, в котором дополнительно управляют радиационным повреждением одного или нескольких из большого количества конструкционных материалов в ответ на выборочную модуляцию нейтронного потока.
Applications Claiming Priority (5)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US12/384,669 | 2009-04-06 | ||
| US12/384,669 US8942338B2 (en) | 2009-04-06 | 2009-04-06 | Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein |
| US12/459,591 US9281083B2 (en) | 2009-04-06 | 2009-07-01 | Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein |
| US12/459,591 | 2009-07-01 | ||
| PCT/US2010/001006 WO2010147615A1 (en) | 2009-04-06 | 2010-04-02 | A traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2011143468A RU2011143468A (ru) | 2013-05-20 |
| RU2527425C2 true RU2527425C2 (ru) | 2014-08-27 |
Family
ID=42826183
Family Applications (2)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2011143468/07A RU2527425C2 (ru) | 2009-04-06 | 2010-04-02 | Ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания |
| RU2011143460/07A RU2517359C2 (ru) | 2009-04-06 | 2010-04-02 | Ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания |
Family Applications After (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2011143460/07A RU2517359C2 (ru) | 2009-04-06 | 2010-04-02 | Ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания |
Country Status (7)
| Country | Link |
|---|---|
| US (2) | US9281083B2 (ru) |
| EP (2) | EP2417605A4 (ru) |
| JP (4) | JP6125839B2 (ru) |
| KR (2) | KR101715419B1 (ru) |
| CN (2) | CN102460596A (ru) |
| RU (2) | RU2527425C2 (ru) |
| WO (2) | WO2010147615A1 (ru) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2682662C2 (ru) * | 2014-12-31 | 2019-03-20 | ТерраПауэр, ЭлЭлСи | Система управления реактивностью путем смещения потока |
| RU2812242C1 (ru) * | 2022-07-13 | 2024-01-25 | Корея Этомик Энерджи Рисерч Инститьют | Устройство управления ядерным реактором, снабженное функцией ускорения опускания управляющего стержня |
| GB2628903A (en) * | 2024-03-08 | 2024-10-09 | Rolls Royce Submarines Ltd | Nuclear fission power plant |
Families Citing this family (17)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP2497092B1 (en) | 2009-11-02 | 2018-08-29 | TerraPower LLC | Nuclear fission reactor and methods |
| US9799416B2 (en) | 2009-11-06 | 2017-10-24 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| US9922733B2 (en) | 2009-11-06 | 2018-03-20 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| US9786392B2 (en) | 2009-11-06 | 2017-10-10 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| EP2497088A4 (en) * | 2009-11-06 | 2017-03-15 | TerraPower LLC | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| US10008294B2 (en) | 2009-11-06 | 2018-06-26 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| WO2012060879A2 (en) * | 2010-11-02 | 2012-05-10 | Searete Llc | Standing wave nuclear fission reactor and methods |
| CN104064228B (zh) * | 2014-05-16 | 2016-03-23 | 中国核动力研究设计院 | 行波堆启堆区及行波堆启堆区制造方法 |
| WO2016033550A1 (en) * | 2014-08-28 | 2016-03-03 | Terrapower, Llc | Doppler reactivity augmentation device |
| CN104926304B (zh) * | 2015-06-23 | 2017-11-07 | 山东大学 | 一种氧化钆陶瓷及其制备方法 |
| CN105427898B (zh) * | 2015-12-09 | 2017-09-12 | 中国原子能科学研究院 | 一种多分区模式的行波式焚烧长寿命堆芯 |
| CN107578825A (zh) * | 2017-09-19 | 2018-01-12 | 中广核研究院有限公司 | 反应堆堆芯结构及其启停堆控制方式 |
| CN107977504B (zh) * | 2017-11-28 | 2021-03-16 | 广东核电合营有限公司 | 一种非对称堆芯燃料管理计算方法、装置及终端设备 |
| CN109086506B (zh) * | 2018-07-20 | 2020-08-28 | 西安交通大学 | 一种适用于液态燃料熔盐堆的燃耗分析计算方法 |
| CN109273119B (zh) * | 2018-09-13 | 2022-02-11 | 中国核动力研究设计院 | 在临界装置上测量大反应性时优化中子探测器位置的方法 |
| GB202014182D0 (en) * | 2020-09-09 | 2020-10-21 | Scott Ian Richard | Nuclear reactor passive reactivity control system |
| CN115050493B (zh) * | 2022-06-27 | 2024-08-09 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆燃料棒包壳材料辐照考验方法 |
Citations (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5045275A (en) * | 1989-05-16 | 1991-09-03 | The Georgia Tech Research Corporation | Gaseous reactor control system |
| RU2077742C1 (ru) * | 1995-07-13 | 1997-04-20 | Государственное предприятие "Московский завод полиметаллов" | Поглотитель нейтронов активной зоны водо-водяного ядерного реактора |
| RU2107957C1 (ru) * | 1996-06-06 | 1998-03-27 | Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина | Поглотитель нейтронов ядерного реактора |
| RU2119199C1 (ru) * | 1997-07-25 | 1998-09-20 | Государственный научный центр Российской Федерации "Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Поглощающий сердечник органа регулирования атомного реактора |
| RU2142654C1 (ru) * | 1998-07-10 | 1999-12-10 | Государственное предприятие Московский завод полиметаллов | Нейтронопоглощающий материал |
| US6669893B1 (en) * | 1999-03-03 | 2003-12-30 | Commissariat A L'energie Atomique | Method for making neutron absorber material |
| US20060109944A1 (en) * | 2004-11-19 | 2006-05-25 | Westinghouse Electric Company Llc | Method and algorithm for searching and optimizing nuclear reactor core loading patterns |
| RU2287193C2 (ru) * | 2003-12-17 | 2006-11-10 | Виктор Иванович Ряховских | Регулирующий стержень ядерного реактора |
| US20080123795A1 (en) * | 2006-11-28 | 2008-05-29 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Controllable long term operation of a nuclear reactor |
Family Cites Families (34)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3172818A (en) | 1965-03-09 | Heterogeneous nuclear reactors | ||
| US3093569A (en) | 1958-05-23 | 1963-06-11 | Richard F Post | Traveling wave pyrotron |
| US3105036A (en) * | 1961-09-05 | 1963-09-24 | Karl H Puechl | Pressurized water reactor core with plutonium burnup |
| DE1249413B (ru) | 1963-04-24 | 1900-01-01 | ||
| US3322664A (en) * | 1964-06-26 | 1967-05-30 | Chevron Res | Method of removing calcium sulfate from a hydrocarbon feed stock |
| US3322644A (en) | 1964-07-22 | 1967-05-30 | Physies Internat Company | Core element for a breeder nuclear reactor |
| US3309284A (en) | 1965-03-16 | 1967-03-14 | Lockheed Aircraft Corp | Method and means for controlling reactivity within a nuclear reactor |
| US3406093A (en) | 1966-04-12 | 1968-10-15 | Euratom | Control rod system for nuclear power excursion reactors |
| JPS5034191B1 (ru) * | 1968-04-17 | 1975-11-06 | ||
| US3799839A (en) | 1971-01-07 | 1974-03-26 | Gen Electric | Reactivity and power distribution control of nuclear reactor |
| US3906469A (en) | 1973-06-12 | 1975-09-16 | Combustion Eng | Magnetic-electric position sensor |
| US3836977A (en) | 1973-06-25 | 1974-09-17 | Hazeltine Corp | Antenna system having a reflector with a substantially open construction |
| JPS5034191A (ru) | 1973-07-30 | 1975-04-02 | ||
| US4097330A (en) * | 1977-01-10 | 1978-06-27 | General Electric Company | Instrumentation assembly for nuclear reactor |
| US4113563A (en) * | 1976-01-06 | 1978-09-12 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel arrangement for high temperature gas cooled reactor |
| JPS603585A (ja) | 1983-06-22 | 1985-01-09 | 株式会社日立製作所 | 高速増殖炉 |
| US4759896A (en) * | 1984-10-31 | 1988-07-26 | Westinghouse Electric Corp. | Method and apparatus for improving flux reduction factors |
| JPS61129594A (ja) | 1984-11-28 | 1986-06-17 | 株式会社日立製作所 | 軽水減速型原子炉 |
| US4704248A (en) * | 1984-12-18 | 1987-11-03 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | High performance fuel element with end seal |
| US4711756A (en) | 1985-08-08 | 1987-12-08 | Westinghouse Electric Corp. | Control rod displacement |
| CN85108302A (zh) | 1985-11-11 | 1987-05-20 | 河南师范大学 | 铝膜玻璃保温瓶瓶胆及其铝膜的制备 |
| FR2614461B1 (fr) | 1987-04-24 | 1989-06-09 | Commissariat Energie Atomique | Procede de controle d'un reacteur nucleaire |
| US4867057A (en) | 1987-10-21 | 1989-09-19 | American Greetings Corporation | Method and apparatus for simultaneously hot stamping and embossing sheet-like stock material such as paper |
| FR2663776B1 (fr) * | 1990-06-26 | 1994-03-25 | Toshiba Kk | Barre de commande et barreau d'une telle barre pour reacteur nucleaire. |
| US5420897A (en) | 1992-07-30 | 1995-05-30 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Fast reactor having reflector control system |
| JP3126524B2 (ja) * | 1992-12-03 | 2001-01-22 | 財団法人電力中央研究所 | 高速増殖炉 |
| JP3094778B2 (ja) | 1994-03-18 | 2000-10-03 | 株式会社日立製作所 | 軽水炉用燃料集合体とそれに用いられる部品及び合金並びに製造法 |
| US5719912A (en) | 1996-03-14 | 1998-02-17 | General Electric Company | Control rod for a nuclear reactor |
| US7158127B1 (en) * | 2000-09-28 | 2007-01-02 | Rockwell Automation Technologies, Inc. | Raster engine with hardware cursor |
| US6968454B2 (en) * | 2001-12-27 | 2005-11-22 | Quicksilver Technology, Inc. | Apparatus, method and system for generating a unique hardware adaptation inseparable from correspondingly unique content |
| US20050069075A1 (en) | 2003-06-04 | 2005-03-31 | D.B.I. Century Fuels And Aerospace Services, Inc. | Reactor tray vertical geometry with vitrified waste control |
| US9230695B2 (en) * | 2006-11-28 | 2016-01-05 | Terrapower, Llc | Nuclear fission igniter |
| US20080123797A1 (en) | 2006-11-28 | 2008-05-29 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Automated nuclear power reactor for long-term operation |
| US20080171498A1 (en) | 2007-01-12 | 2008-07-17 | Dennis David Woods | Grinding Assemblies for use with Handheld Power Tools |
-
2009
- 2009-07-01 US US12/459,591 patent/US9281083B2/en active Active
-
2010
- 2010-04-02 JP JP2012504667A patent/JP6125839B2/ja active Active
- 2010-04-02 KR KR1020117026262A patent/KR101715419B1/ko active IP Right Grant
- 2010-04-02 KR KR1020117026263A patent/KR101887240B1/ko active IP Right Grant
- 2010-04-02 WO PCT/US2010/001006 patent/WO2010147615A1/en active Application Filing
- 2010-04-02 EP EP10789840A patent/EP2417605A4/en not_active Withdrawn
- 2010-04-02 EP EP10789839A patent/EP2417604A4/en not_active Withdrawn
- 2010-04-02 RU RU2011143468/07A patent/RU2527425C2/ru active
- 2010-04-02 WO PCT/US2010/001004 patent/WO2010147614A1/en active Application Filing
- 2010-04-02 CN CN2010800250562A patent/CN102460596A/zh active Pending
- 2010-04-02 JP JP2012504668A patent/JP6125840B2/ja active Active
- 2010-04-02 CN CN201080025043.5A patent/CN102804282B/zh active Active
- 2010-04-02 RU RU2011143460/07A patent/RU2517359C2/ru active
-
2016
- 2016-02-04 US US15/016,051 patent/US10186333B2/en active Active
- 2016-02-08 JP JP2016022245A patent/JP2016128829A/ja active Pending
- 2016-02-08 JP JP2016022240A patent/JP2016128828A/ja active Pending
Patent Citations (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5045275A (en) * | 1989-05-16 | 1991-09-03 | The Georgia Tech Research Corporation | Gaseous reactor control system |
| RU2077742C1 (ru) * | 1995-07-13 | 1997-04-20 | Государственное предприятие "Московский завод полиметаллов" | Поглотитель нейтронов активной зоны водо-водяного ядерного реактора |
| RU2107957C1 (ru) * | 1996-06-06 | 1998-03-27 | Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина | Поглотитель нейтронов ядерного реактора |
| RU2119199C1 (ru) * | 1997-07-25 | 1998-09-20 | Государственный научный центр Российской Федерации "Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Поглощающий сердечник органа регулирования атомного реактора |
| RU2142654C1 (ru) * | 1998-07-10 | 1999-12-10 | Государственное предприятие Московский завод полиметаллов | Нейтронопоглощающий материал |
| US6669893B1 (en) * | 1999-03-03 | 2003-12-30 | Commissariat A L'energie Atomique | Method for making neutron absorber material |
| RU2287193C2 (ru) * | 2003-12-17 | 2006-11-10 | Виктор Иванович Ряховских | Регулирующий стержень ядерного реактора |
| US20060109944A1 (en) * | 2004-11-19 | 2006-05-25 | Westinghouse Electric Company Llc | Method and algorithm for searching and optimizing nuclear reactor core loading patterns |
| US20080123795A1 (en) * | 2006-11-28 | 2008-05-29 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Controllable long term operation of a nuclear reactor |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2682662C2 (ru) * | 2014-12-31 | 2019-03-20 | ТерраПауэр, ЭлЭлСи | Система управления реактивностью путем смещения потока |
| US11574746B2 (en) | 2014-12-31 | 2023-02-07 | Terrapower, Llc | Flux-shifting reactivity control system |
| RU2812242C1 (ru) * | 2022-07-13 | 2024-01-25 | Корея Этомик Энерджи Рисерч Инститьют | Устройство управления ядерным реактором, снабженное функцией ускорения опускания управляющего стержня |
| GB2628903A (en) * | 2024-03-08 | 2024-10-09 | Rolls Royce Submarines Ltd | Nuclear fission power plant |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| KR20120006533A (ko) | 2012-01-18 |
| JP2016128828A (ja) | 2016-07-14 |
| CN102804282A (zh) | 2012-11-28 |
| EP2417605A4 (en) | 2013-01-09 |
| WO2010147615A1 (en) | 2010-12-23 |
| RU2011143468A (ru) | 2013-05-20 |
| KR20120023636A (ko) | 2012-03-13 |
| EP2417604A1 (en) | 2012-02-15 |
| KR101715419B1 (ko) | 2017-03-10 |
| JP6125840B2 (ja) | 2017-05-10 |
| US20100254502A1 (en) | 2010-10-07 |
| JP6125839B2 (ja) | 2017-05-10 |
| EP2417605A1 (en) | 2012-02-15 |
| JP2016128829A (ja) | 2016-07-14 |
| WO2010147614A1 (en) | 2010-12-23 |
| CN102460596A (zh) | 2012-05-16 |
| KR101887240B1 (ko) | 2018-08-09 |
| JP2012523008A (ja) | 2012-09-27 |
| JP2012523007A (ja) | 2012-09-27 |
| US10186333B2 (en) | 2019-01-22 |
| US20160196883A1 (en) | 2016-07-07 |
| CN102804282B (zh) | 2015-11-25 |
| RU2011143460A (ru) | 2013-05-20 |
| RU2517359C2 (ru) | 2014-05-27 |
| US9281083B2 (en) | 2016-03-08 |
| EP2417604A4 (en) | 2013-01-09 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2527425C2 (ru) | Ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания | |
| US8942338B2 (en) | Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein | |
| US9899106B2 (en) | Method and system for providing fuel in a nuclear reactor | |
| US9305669B2 (en) | Controllable long term operation of a nuclear reactor | |
| US8971474B2 (en) | Automated nuclear power reactor for long-term operation | |
| US9734922B2 (en) | System and method for operating a modular nuclear fission deflagration wave reactor | |
| US20080123797A1 (en) | Automated nuclear power reactor for long-term operation | |
| US20090175402A1 (en) | Method and system for providing fuel in a nuclear reactor | |
| US10706979B2 (en) | Controlling spatial position of a propagating nuclear fission deflagration wave within a burning wavefront heat generating region | |
| US9214246B2 (en) | System and method for operating a modular nuclear fission deflagration wave reactor |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PC41 | Official registration of the transfer of exclusive right |
Effective date: 20150429 |