RU2531359C2 - Ядерный реактор деления, узел управления потоком, связанные с ними способы и система узла управления потоком - Google Patents
Ядерный реактор деления, узел управления потоком, связанные с ними способы и система узла управления потоком Download PDFInfo
- Publication number
- RU2531359C2 RU2531359C2 RU2011143967/07A RU2011143967A RU2531359C2 RU 2531359 C2 RU2531359 C2 RU 2531359C2 RU 2011143967/07 A RU2011143967/07 A RU 2011143967/07A RU 2011143967 A RU2011143967 A RU 2011143967A RU 2531359 C2 RU2531359 C2 RU 2531359C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- nuclear fission
- flow
- reactor according
- module
- fission reactor
- Prior art date
Links
- 230000004992 fission Effects 0.000 title claims abstract description 353
- 238000000034 method Methods 0.000 title description 84
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims abstract description 101
- 230000004044 response Effects 0.000 claims abstract description 46
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 89
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 claims description 74
- 230000008859 change Effects 0.000 claims description 24
- 230000004907 flux Effects 0.000 claims description 23
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 claims description 14
- 230000020169 heat generation Effects 0.000 claims description 5
- 230000001419 dependent effect Effects 0.000 claims description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 abstract description 29
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 6
- 239000002826 coolant Substances 0.000 abstract description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000012809 cooling fluid Substances 0.000 description 88
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 17
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 13
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 12
- 230000036961 partial effect Effects 0.000 description 12
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 11
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 11
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 10
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 10
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 10
- 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 9
- 230000009471 action Effects 0.000 description 9
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 9
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 8
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 7
- 230000000670 limiting effect Effects 0.000 description 7
- 230000008569 process Effects 0.000 description 7
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 6
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 6
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 6
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 6
- 230000002441 reversible effect Effects 0.000 description 6
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 6
- ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 232Th Chemical compound [232Th] ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 0.000 description 5
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 5
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 5
- 230000033001 locomotion Effects 0.000 description 5
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 5
- 244000122871 Caryocar villosum Species 0.000 description 4
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 description 4
- 238000004891 communication Methods 0.000 description 4
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 4
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 4
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 4
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 4
- 238000013461 design Methods 0.000 description 4
- 239000000835 fiber Substances 0.000 description 4
- 210000003041 ligament Anatomy 0.000 description 4
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 239000002023 wood Substances 0.000 description 4
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 3
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 3
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 description 3
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 3
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 3
- ZSLUVFAKFWKJRC-UHFFFAOYSA-N thorium Chemical compound [Th] ZSLUVFAKFWKJRC-UHFFFAOYSA-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
- 229910000978 Pb alloy Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910000831 Steel Inorganic materials 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
- 230000002745 absorbent Effects 0.000 description 2
- 239000002250 absorbent Substances 0.000 description 2
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 description 2
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 2
- MVXWAZXVYXTENN-UHFFFAOYSA-N azanylidyneuranium Chemical compound [U]#N MVXWAZXVYXTENN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000002457 bidirectional effect Effects 0.000 description 2
- 230000000903 blocking effect Effects 0.000 description 2
- 239000002131 composite material Substances 0.000 description 2
- 238000004590 computer program Methods 0.000 description 2
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 2
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 229910001385 heavy metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 2
- 230000013011 mating Effects 0.000 description 2
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 2
- 239000011824 nuclear material Substances 0.000 description 2
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 2
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 2
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 2
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 2
- 230000003068 static effect Effects 0.000 description 2
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 2
- 230000003685 thermal hair damage Effects 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
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910000851 Alloy steel Inorganic materials 0.000 description 1
- QYEXBYZXHDUPRC-UHFFFAOYSA-N B#[Ti]#B Chemical compound B#[Ti]#B QYEXBYZXHDUPRC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052580 B4C Inorganic materials 0.000 description 1
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052692 Dysprosium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052691 Erbium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052693 Europium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000640 Fe alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- CWYNVVGOOAEACU-UHFFFAOYSA-N Fe2+ Chemical compound [Fe+2] CWYNVVGOOAEACU-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052688 Gadolinium Inorganic materials 0.000 description 1
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N Lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910003251 Na K Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052772 Samarium Inorganic materials 0.000 description 1
- BQCADISMDOOEFD-UHFFFAOYSA-N Silver Chemical compound [Ag] BQCADISMDOOEFD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 206010042674 Swelling Diseases 0.000 description 1
- 229910033181 TiB2 Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910007948 ZrB2 Inorganic materials 0.000 description 1
- BCEYEWXLSNZEFA-UHFFFAOYSA-N [Ag].[Cd].[In] Chemical compound [Ag].[Cd].[In] BCEYEWXLSNZEFA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- BLUNOGNZYWLLNR-UHFFFAOYSA-N [O--].[U++] Chemical compound [O--].[U++] BLUNOGNZYWLLNR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- LFFVSVFXCWHMJE-UHFFFAOYSA-N [O-2].[Pu+4].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[Pu+4].[O-2].[U+6] LFFVSVFXCWHMJE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- PSPBAKLTRUOTFX-UHFFFAOYSA-N [O-2].[Pu+4].[U+6].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2] Chemical class [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
- 230000006978 adaptation Effects 0.000 description 1
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 1
- 238000005452 bending Methods 0.000 description 1
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 1
- 229910052790 beryllium Inorganic materials 0.000 description 1
- ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N beryllium atom Chemical compound [Be] ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000005540 biological transmission Effects 0.000 description 1
- 229910052797 bismuth Inorganic materials 0.000 description 1
- JCXGWMGPZLAOME-UHFFFAOYSA-N bismuth atom Chemical compound [Bi] JCXGWMGPZLAOME-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 description 1
- INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N boron carbide Chemical compound B12B3B4C32B41 INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- VWZIXVXBCBBRGP-UHFFFAOYSA-N boron;zirconium Chemical compound B#[Zr]#B VWZIXVXBCBBRGP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- -1 but not limited to Chemical class 0.000 description 1
- 229910052793 cadmium Inorganic materials 0.000 description 1
- BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N cadmium atom Chemical compound [Cd] BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910002092 carbon dioxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001569 carbon dioxide Substances 0.000 description 1
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 description 1
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 1
- 229910017052 cobalt Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010941 cobalt Substances 0.000 description 1
- GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N cobalt atom Chemical compound [Co] GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 230000006835 compression Effects 0.000 description 1
- 238000007906 compression Methods 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 238000010924 continuous production Methods 0.000 description 1
- 238000013479 data entry Methods 0.000 description 1
- 238000004200 deflagration Methods 0.000 description 1
- 230000006866 deterioration Effects 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- KBQHZAAAGSGFKK-UHFFFAOYSA-N dysprosium atom Chemical compound [Dy] KBQHZAAAGSGFKK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910002108 dysprosium titanate Inorganic materials 0.000 description 1
- UYAHIZSMUZPPFV-UHFFFAOYSA-N erbium Chemical compound [Er] UYAHIZSMUZPPFV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- YZUCHPMXUOSLOJ-UHFFFAOYSA-N ethyne;thorium Chemical compound [Th].[C-]#[C] YZUCHPMXUOSLOJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- OGPBJKLSAFTDLK-UHFFFAOYSA-N europium atom Chemical compound [Eu] OGPBJKLSAFTDLK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000007717 exclusion Effects 0.000 description 1
- RLQJEEJISHYWON-UHFFFAOYSA-N flonicamid Chemical compound FC(F)(F)C1=CC=NC=C1C(=O)NCC#N RLQJEEJISHYWON-UHFFFAOYSA-N 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
- 230000006870 function Effects 0.000 description 1
- UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N gadolinium atom Chemical compound [Gd] UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 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 description 1
- 230000008570 general process Effects 0.000 description 1
- 229910052735 hafnium Inorganic materials 0.000 description 1
- VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N hafnium atom Chemical compound [Hf] VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- MELCCCHYSRGEEL-UHFFFAOYSA-N hafnium diboride Chemical compound [Hf]1B=B1 MELCCCHYSRGEEL-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000013529 heat transfer fluid Substances 0.000 description 1
- 229910052738 indium Inorganic materials 0.000 description 1
- APFVFJFRJDLVQX-UHFFFAOYSA-N indium atom Chemical compound [In] APFVFJFRJDLVQX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 1
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 230000000155 isotopic effect Effects 0.000 description 1
- 229910052744 lithium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000734 martensite Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 1
- 229910001092 metal group alloy Inorganic materials 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
- 150000004767 nitrides Chemical class 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
- WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N plutonium uranium Chemical compound [U].[Pu] WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- BITYAPCSNKJESK-UHFFFAOYSA-N potassiosodium Chemical compound [Na].[K] BITYAPCSNKJESK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000001902 propagating effect Effects 0.000 description 1
- 238000005086 pumping Methods 0.000 description 1
- 230000002829 reductive effect Effects 0.000 description 1
- KZUNJOHGWZRPMI-UHFFFAOYSA-N samarium atom Chemical compound [Sm] KZUNJOHGWZRPMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052709 silver Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000004332 silver Substances 0.000 description 1
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 1
- 229910003452 thorium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 description 1
- WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N tungsten Chemical compound [W] WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052721 tungsten Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010937 tungsten Substances 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
- LEONUFNNVUYDNQ-UHFFFAOYSA-N vanadium atom Chemical compound [V] LEONUFNNVUYDNQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229920002554 vinyl polymer Polymers 0.000 description 1
- 239000002918 waste heat Substances 0.000 description 1
- 238000004804 winding Methods 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/32—Control of nuclear reaction by varying flow of coolant through the core by adjusting the coolant or moderator temperature
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
-
- 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
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
-
- 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
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/322—Means to influence the coolant flow through or around the bundles
-
- 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
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Flow Control (AREA)
Abstract
Группа изобретений относится к организации движения потока теплоносителя в ядерных реакторах. Узел управления потоком соединен с модулем ядерного деления, выполненным с возможностью создания бегущей волны горения в местоположении относительно модуля ядерного деления. Узел управления потоком управляет потоком текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. Узел управления потоком содержит подузел регулятора потока, выполненный с возможностью работы в соответствии с рабочим параметром, связанным с модулем ядерного деления. Кроме того, подузел регулятора потока является перестраиваемым в соответствии с заранее заданным входом в подузел регулятора потока. Более того, узел управления потоком содержит каретку, соединенную с подузлом регулятора потока для регулировки подузла регулятора потока, чтобы изменить поток текучей среды в модуль ядерного деления. Технический результат - устранение зависимости работы реактора от свойств роста конструкционных материалов, вызванных нейтронным облучением. 2 н. и 52 з.п. ф-лы, 55 ил.
Description
ПЕРЕКРЕСТНАЯ ССЫЛКА НА РОДСТВЕННЫЕ ЗАЯВКИ
Настоящая заявка связана и заявляет приоритет по дате подачи ранее имеющихся эффективных(ой) дат(ы) подачи, выбранных из следующих перечисленных заявок («Родственные Заявки») (например, заявляет самые ранние даты приоритета для заявок, кроме предварительных патентных заявок, или приоритет заявляется в соответствии со статьей 35, $119(e) Свода Законов США, для предварительных патентных заявок, для любой и всех родовых, родовых для родовых заявок и др. родственной заявки). Все объекты изобретения родственных заявок и всех родовых, родовых для родовых заявок и др. родственных заявок включены в настоящий документ посредством ссылки в той мере, в какой такой предмет изобретения является при этом непротиворечивым.
РОДСТВЕННЫЕ ЗАЯВКИ
В целях экстра-законодательных требований Бюро по Патентам и Товарным Знакам США (USPTO) настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №12/386495, озаглавленной «ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЕЛЕНИЯ, УЗЕЛ УПРАВЛЕНИЯ ПОТОКОМ, СВЯЗАННЫЕ С НИМИ СПОСОБЫ И СИСТЕМА УЗЛА УПРАВЛЕНИЯ ПОТОКОМ», изобретатели Чарльз Е. Ахлфельд; Родерик А. Хайд; Мюриэл У. Ишикава; Дэвид Г. Макалис; Джон Д. Маквертер; Натан П. Мирвольд; Ашок Одедра; Кларенс Т. Тигрин; Томас Алан Уивер; Чарльз Уитмер; Виктория Й. X. Вуд; Лоуэлл Л. Вуд младший, и Джордж Б. Циммерман, поданной 16 апреля 2009 года, которая в настоящее время находится на стадии рассмотрения, или заявка, по дате подачи которой заявляется приоритет находящейся на стадии рассмотрения заявки.
В целях экстра-законодательных требований Бюро по Патентам и Товарным Знакам США (USPTO) настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №12/460157, озаглавленной «ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЕЛЕНИЯ, УЗЕЛ УПРАВЛЕНИЯ ПОТОКОМ, СВЯЗАННЫЕ С НИМИ СПОСОБЫ И СИСТЕМА УЗЛА УПРАВЛЕНИЯ ПОТОКОМ», изобретатели Чарльз Е. Ахлфельд; Родерик А. Хайд; Мюризл У. Ишикава; Дэвид Г. Макалис; Джон Д. Маквертер; Натан П. Мирвольд; Ашок Одедра; Кларенс Т. Тигрин; Томас Алан Уивер; Чарльз Уитмер; Виктория Й. X. Вуд; Лоуэлл Л. Вуд младший, и Джордж Б. Циммерман, поданной 13-июля 2009 года, которая в настоящее время находится на стадии рассмотрения, или заявка, по дате подачи которой заявляется приоритет находящейся на стадии рассмотрения заявки.
В целях экстра-законодательных требований Бюро по Патентам и Товарным Знакам США (USPTO) настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №12/460160, озаглавленной «ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЕЛЕНИЯ, УЗЕЛ УПРАВЛЕНИЯ ПОТОКОМ, СВЯЗАННЫЕ С НИМИ СПОСОБЫ И СИСТЕМА УЗЛА УПРАВЛЕНИЯ ПОТОКОМ», изобретатели Чарльз Е. Ахлфельд; Родерик А. Хайд; Мюриэл У. Ишикава; Дэвид Г. Макалис; Джон Д. Маквертер; Натан П. Мирвольд; Ашок Одедра; Кларенс Т. Тигрин; Томас Алан Уивер; Чарльз Уитмер; Виктория Й. X. Вуд; Лоуэлл Л. Вуд младший, и Джордж Б. Циммерман, поданной 13 июля 2009 года, которая в настоящее время находится на стадии рассмотрения, или заявка, по дате подачи которой заявляется приоритет находящейся на стадии рассмотрения заявки.
В целях экстра-законодательных требований Бюро по Патентам и Товарным Знакам США (USPTO) настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №12/460159, озаглавленной «ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЕЛЕНИЯ, УЗЕЛ УПРАВЛЕНИЯ ПОТОКОМ, СВЯЗАННЫЕ С НИМИ СПОСОБЫ И СИСТЕМА УЗЛА УПРАВЛЕНИЯ ПОТОКОМ», изобретатели Чарльз Е. Ахлфельд; Родерик А. Хайд; Мюриэл У. Ишикава; Дэвид Г. Макалис; Джон Д. Маквертер; Натан П. Мирвольд; Ашок Одедра; Кларенс Т. Тигрин; Томас Алан Уивер; Чарльз Уитмер; Виктория Й. X. Вуд; Лоуэлл Л. Вуд младший, и Джордж Б. Циммерман, поданной 13 июля 2009 года, которая в настоящее время находится на стадии рассмотрения, или заявка, по дате подачи которой заявляется приоритет находящейся на стадии рассмотрения заявки.
Патентное ведомство США (USPTO) опубликовало уведомление о том, что компьютерные программы USPTO требует, чтобы заявители как давали ссылку на серийный номер, так и указывали, является ли заявка продолжением или частичным продолжением. Смотрите публикацию Стивена Г. Кунина «Преимущество Ранее Поданной Заявки», Официальный Вестник USPTO от 18 марта 2003, доступная на сайте http://www.uspto.gov/web/offices/com/sol/og/2003/week11/patbene.htm. Настоящее юридическое лицо (далее «Заявитель») представил выше конкретную ссылку на заявку(и), по который заявляется приоритет настоящий заявки, как это указано в законе. Заявитель понимает, что закон однозначен в его специфическом языке ссылок и не требует ни серийного номера, ни какой-либо характеристики, такой как «продолжение» или «частичное продолжение», для заявления приоритета для заявок на патент США. Несмотря на отмеченное выше, заявитель понимает, что компьютерные программы USPTO имеют определенные требования ввода данных и, следовательно, заявитель указывает настоящую заявку как частичное продолжение родовых заявок, как указано выше, но прямо указывает, на то, что такие обозначения не следует рассматривать как представляющие собой любой тип комментария и/или признания по поводу того, содержит или нет настоящая заявка какие-либо новый объект изобретения, в дополнение к объект изобретения ее родовой(ых) заявки(ок).
ПРЕДПОСЫЛКИ ИЗОБРЕТЕНИЯ
Эта заявка в целом относится к процессам с индуцированными ядерными реакциями и структурам, которые реализуют такие процессы, включая отверстия или средства управления текучей средой на входе, выходе или каналы охлаждающей текучей среды и, в частности, относится к ядерному реактору деления, узлу управления текучей средой, связанными с ними способам и к системе узла управления текучей средой.
Известно, что в действующем ядерном реакторе деления нейтроны известной энергии поглощаются нуклидами, имеющими высокую атомную массу. Полученное составное ядро разделяется на продукты деления, которые включают два фрагмента от деления с более низкой атомной массой, а также продукты распада. Нуклиды, которые известны как претерпевающие такое деление под действием нейтронов всех энергий, включают уран-233, уран-235 и плутоний-239, которые представляют собой расщепляющиеся нуклиды. Например, тепловые нейтроны с кинетической энергией 0,0253 эВ (электронвольт) могут быть использованы для деления ядра U-235. Деление тория-232 и урана-238, которые являются воспроизводящими нуклидами и не претерпевают вынужденное деление, за исключением быстрых нейтронов, кинетическая энергия которых не менее 1 МэВ (миллион электронвольт). Полная кинетическая энергия, выделяющаяся из каждого акта деления, составляет около 200 МэВ. Эта кинетическая энергия, в конечном счете, превращается в тепло.
В ядерных реакторах вышеупомянутый расщепляющийся и/или воспроизводящий материал, как правило, расположен в нескольких тесно упакованных вместе тепловыделяющих сборках, которые ограничивают корпус ядерного реактора. Было отмечено, что тепловыделение может привести к тому, что плотно упакованные вместе тепловыделяющие сборки и другие элементы реактора будут испытывать дифференциальное тепловое расширение, что приведет к смещению элементов активной зоны реактора. Тепловыделение может также способствовать ползучести тепловыделяющих элементов, что может увеличить риск разбухания тепловыделяющих элементов и разрыва их оболочки при работе реактора. Это может увеличить риск того, что топливные таблетки могут дать трещины и/или тепловыделяющие элементы могут изогнуться. Растрескивание топливных таблеток может предшествовать механизмам отказа таблеток - оболочки, таким как механическое взаимодействие таблеток и оболочки, и привести к выделению газообразных продуктов ядерного деления. Выпуск газообразных продуктов ядерного деления может создать в активной зоне реактора уровень радиации выше нормального. Изгиб тепловыделяющих элементов может привести к непроходимости каналов охлаждающей текучей среды.
Предпринимались попытки обеспечить адекватный поток охлаждающей текучей среды к теплопроводящим сборкам ядерного реактора. Патент США №4505877, выданный 19 марта 1985 года на имя Джеки Рион и озаглавленный «Устройство для регулирования потока текучей среды», раскрывает устройство, содержащее ряд решеток, перпендикулярных потоку текучей среды, и которые изменяют направление потока текучей среды. Согласно вышеуказанному патенту, это устройство предназначено для использования в регулировании направления охлаждающей текучей среды, циркулирующей в основании охлаждаемого жидким металлом узла ядерного реактора. Устройство направлено на достижение заданного перепада давления для заданной номинальной скорости потока и заданного давления ниже по потоку, не производя кавитации.
Еще одна попытка обеспечить адекватный поток охлаждающей текучей среды к теплопроводящим сборкам ядерного реактора описана в патенте США №5066453, выданном 19 ноября 1991 года на имя Нил Г. Heppenstall с соавторами и озаглавленном «Управление Теплоносителем Ядерной Тепловыделяющей Сборки». Этот патент раскрывает устройство для управления потоком охлаждающей текучей среды через ядерную тепловыделяющую сборку, причем устройство содержит ограничитель переменного потока, выполненный с возможностью размещения в тепловыделяющем элементе, средства, которые реагируют на нейтронное излучение в таком месте в тепловыделяющем элементе так, чтобы вызвать созданный нейтронами рост реагирующих средств, и соединительное средство для соединения средств, реагирующих на нейтронное излучение, к ограничителю переменного потока для управления потоком охлаждающей текучей среды через тепловыделяющий элемент. Ограничитель переменного потока содержит большое количество продольно совмещенных трубок, и закупоривающее средство, имеющее ряд закупоривающих элементов, выполненных с возможностью размещения в некоторые трубках, причем указанные закупоривающие элементы имеют различную длину таким образом, что продольное смещение закупоривающего средства соединительным средством постепенно открывает или закрывает некоторые из трубок.
Еще одна попытка обеспечить адекватный поток охлаждающей текучей среды к теплопроводящим сборкам ядерного реактора описана в патенте США №5198185, выданном 30 марта 1993 года на имя Джон П. Черч и озаглавленном «Способ и Устройство Управления Потоком в Ядерном Реакторе». Этот патент раскрывает распределения потока охлаждающей текучей среды, что приводит к улучшенному потоку при аварийных условиях без ухудшения потока при номинальных условиях. Согласно этому патенту, универсальная гильза окружает тепловыделяющий элемент. Универсальная гильза имеет большое количество отверстий для прохождения охлаждающей текучей среды. Вариации количества и размера отверстий в гильзе от одной гильзы к другой выполнены для увеличения количества охлаждающей текучей среды, протекающего к топливу в центре активной зоны, и уменьшает, относительно, поток к периферическому топливу. Кроме того, в соответствии с этим патентом, изменение количества отверстий и размера отверстий может удовлетворить определенному профилю мощности по активной зоне.
СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ
В соответствии с аспектом настоящего изобретения предложен ядерный реактор деления, содержащий модуль ядерного деления, выполненный с возможностью создания по меньшей мере части бегущей волны горения в местоположении относительно модуля ядерного деления, а также узел управления потоком, выполненный с возможностью соединения с модулем ядерного деления и с возможностью модуляции потока текучей среды в ответ на бегущую волну горения в указанном местоположении относительно модуля ядерного деления.
В соответствии с другим аспектом настоящего изобретения предложен ядерный реактор, содержащий теплогенерирующую тепловыделяющую сборку ядерного деления, выполненную с возможностью создания по меньшей мере части бегущей волны горения в местоположении относительно тепловыделяющей сборки ядерного деления; и узел управления потоком, выполненный с возможностью соединения с тепловыделяющей сборкой ядерного деления и с возможностью модуляции потока текучей среды в ответ на бегущую волну горения в указанном местоположении относительно тепловыделяющей сборки ядерного деления.
В соответствии с еще одним аспектом настоящего изобретения предложен узел управления потоком для использования в ядерном реакторе деления на бегущей волне, содержащий подузел регулятора потока.
В соответствии с другим аспектом настоящего изобретения предложен узел управления потоком для использования в ядерном реакторе деления, содержащий подузел регулятора потока, который содержит первую гильзу, имеющую первое отверстие, и вторую гильзу, выполненную с возможностью вставления в первую гильзу, причем вторая гильза имеет второе отверстие, выполненное с возможностью совмещения с первым отверстием, при этом первая гильза выполнена с возможностью поворота для приведения первого отверстия в совмещение со вторым отверстием; и каретку, выполненную с возможностью соединения с узлом регулятора потока.
В соответствии с еще одним аспектом настоящего изобретения предложен узел управления потоком для использования в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненный с возможностью соединения с тепловыделяющей сборкой и содержащий регулируемый подузел регулятора потока, выполненный с возможностью размещения в потоке текучей среды.
В соответствии с другим аспектом настоящего изобретения предложен узел управления потоком для использования в ядерном реакторе деления, выполненный с возможностью соединения с тепловыделяющей сборкой и содержащий регулируемый подузел регулятора потока, выполненный с возможностью размещения в потоке текучей среды, причем регулируемый подузел регулятора потока содержит первую гильзу, имеющую первое отверстие, и вторую гильзу, выполненную с возможностью вставления в первую гильзу, причем вторая гильза имеет второе отверстие, и первое отверстие выполнено с возможностью постепенного совмещения со вторым отверстием, в результате чего переменное количество потока текучей среды поступает через первое отверстие и второе отверстие, по мере того как первое отверстие постепенно совмещается со вторым отверстием, причем первая гильза выполнена с возможностью аксиального перемещения относительно второй гильзы для совмещения второго отверстия с первым отверстием.
В соответствии с дополнительным аспектом настоящего изобретения предложен узел управления потоком для использования в ядерном реакторе деления, выполненный с возможностью присоединения к тепловыделяющей сборке и содержащий подузел регулируемого регулятора потока и каретку, соединенную с подузлом регулируемого регулятора потока для его регулировки.
В соответствии с другим аспектом настоящего изобретения предложен узел управления потоком для использования в ядерном реакторе деления, выполненный с возможностью соединения с выбранным одним из множества тепловыделяющих сборок ядерного деления, выполненных с возможностью размещения в ядерном реакторе, содержащий подузел регулируемого регулятора потока для модуляции потока текучей среды, протекающего через выбранный один из большого количества тепловыделяющих сборок ядерного деления, причем подузел регулируемого регулятора потока содержит наружную гильзу, имеющую большое количество первых отверстий, внутреннюю гильзу, вставленную в наружную гильзу, причем внутренняя гильза имеет большое количество вторых отверстий, при этом первые отверстия выполнены с возможностью постепенного совмещения со вторыми отверстиями для ограничения переменного проходного сечения, при котором переменное количество потока текучей среды проходит через первые отверстия и вторые отверстия, по мере того как первые отверстия и вторые отверстия постепенно совмещаются для ограничения переменного проходного сечения; и каретку, соединенную с подузлом регулируемого регулятора потока для его регулировки.
В соответствии с другим аспектом настоящего изобретения предложен способ работы ядерного реактора деления, включающий создание по меньшей мере части бегущей волны горения в местоположении по отношению к модулю ядерного деления и приведение в действие узла управления потоком, связанного с модулем ядерного деления для модуляции потока текучей среды в ответ на местоположение по отношению к модулю ядерного деления.
В соответствии с другим аспектом настоящего изобретения предложен способ сборки узла управления потоком для использования в ядерном реакторе деления на бегущей волне, включающий размещение подузла регулятора потока.
В соответствии с другим аспектом настоящего изобретения предложен способ сборки узла управления потоком для использования в ядерном реакторе деления на бегущей волне, включающий размещение каретки.
В соответствии с другим аспектом настоящего изобретения предложен способ сборки узла управления потоком для использования в ядерном реакторе деления, включающий размещение первой гильзы с первым отверстием; вставление второй гильзы в первую гильзу, причем вторая гильза имеет второе отверстие, выполненное с возможностью совмещения с первым отверстием, при этом первая гильза выполнена с возможностью поворота для аксиального перемещения первого отверстия в совмещение со вторым отверстием, и соединение каретки с узлом регулятора потока.
В соответствии с дополнительным аспектом настоящего изобретения предложена система узла управления потоком для использования в ядерном реакторе деления на бегущей волне, содержащая подузел регулятора потока.
В соответствии с другим аспектом настоящего изобретения предложена система узла управления потоком для использования в ядерном реакторе деления, содержащая подузел регулятора потока, который содержит первую гильзу, имеющую первое отверстие, и вторую гильзу, выполненную с возможностью вставления в первую гильзу, причем вторая гильза имеет второе отверстие, выполненное с возможностью совмещения с первым отверстием, при этом первая гильза выполнена с возможностью поворота для аксиального перемещения первого отверстия в совмещение со вторым отверстием, и каретку, выполненную с возможностью соединения с подузлом регулятора потока.
В соответствии с еще одним аспектом настоящего изобретения предложена система узла управления потоком для использования в ядерном реакторе деления, выполненная с возможностью соединения с тепловыделяющей сборкой ядерного деления и содержащая подузел регулируемого регулятора потока, выполненный с возможностью размещения в потоке текучей среды.
В соответствии с другим аспектом настоящего изобретения предложена система узла управления потоком для использования в ядерном реакторе деления, выполненная с возможностью соединения с выбранной одной из большого количества тепловыделяющих сборок ядерного деления, расположенных в ядерном реакторе деления, и содержащая подузел регулируемого регулятора потока, предназначенный для управления потоком текучей среды, протекающим через выбранную одну из большого количества тепловыделяющих сборок ядерного деления, причем узел регулируемого регулятора потока содержит наружную гильзу, имеющую большое количество первых отверстий; внутреннюю гильзу, вставленную в наружную гильзу, причем внутренняя гильза имеет большое количество вторых отверстий, при этом первые отверстия выполнены с возможностью постепенного совмещения со вторыми отверстиями для ограничения переменного проходного сечения, при котором через первые отверстия и вторые отверстия проходит переменное количество потока текучей среды по мере того как первые отверстия и вторые отверстия постепенно совмещаются для ограничения переменного проходного сечения; и каретку, соединенную с подузлом регулируемого регулятора потока для его регулировки.
Особенностью настоящего изобретения является создание узла управления потоком, выполненного с возможностью управления потоком текучей среды в ответ на местоположение волны горения.
Еще одной особенностью настоящего изобретения является создание узла управления потоком, содержащего подузел регулятора потока, который содержит наружную гильзу и внутреннюю гильзу, причем наружная гильза имеет первое отверстие, а внутренняя гильза имеет второе отверстие, выполненное с возможностью совмещения с первым отверстием, в результате чего некоторое количество текучей среды проходит через первое отверстие и второе отверстие, по мере того как второе отверстие совмещается с первым отверстием.
Дополнительной особенностью настоящего изобретения является создание каретки, выполненной с возможностью соединения с подузлом регулируемого регулятора потока для его установки и настройки.
В дополнение к вышесказанному, различные другие аспекты способа и/или устройства изложены и описаны в изложенной идее, например, в тексте (формуле изобретения и/или подробном описании), и/или на чертежах настоящего изобретения.
Сказанное является сущностью изобретения и, следовательно, может содержать упрощение, обобщение, включение и/или исключение подробностей, и, следовательно, специалисты должны понимать, что сущность изобретения носит исключительно иллюстративный характер и не предназначена быть каким-либо образом ограничивающей. В дополнение к иллюстративным аспектам, вариантам выполнения и функциям, описанным выше, дополнительные аспекты, варианты выполнения и особенности станут понятными 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 схематическое изображение ядерного реактора деления;
Фиг.1А представляет собой вид в поперечном сечении ядерной тепловыделяющей сборки или модуля ядерного деления, принадлежащего ядерному реактору деления;
Фиг.1В представляет собой вид в аксонометрии и в частичном вертикальном сечении ядерного тепловыделяющего элемента, принадлежащего модулю ядерного деления;
Фиг.2 представляет собой вид в поперечном сечении активной зоны ядерного реактора деления, имеющей гексагональную форму, и имеющей большое количество расположенных в ней модулей ядерного деления гексагональной формы;
Фиг.3 представляет собой вид в поперечном сечении активной зоны реактора, имеющей цилиндрическую форму, и имеющей большое количество расположенных в ней модулей ядерного деления гексагональной формы;
Фиг.4 представляет собой вид в поперечном сечении активной зоны реактора, имеющей форму параллелепипеда, причем активная зона реактора имеет большое количество расположенных в ней модулей ядерного деления гексагональной формы и содержит по меньшей мере часть бегущей волны горения, имеющей ширину «х» в местоположении по отношению к модулям ядерного деления;
Фиг.5 представляет собой вид в поперечном сечении большого количества расположенных смежно модулей ядерного деления гексагональной формы, причем модули ядерного деления имеют большое количество выполненных с возможностью продольного перемещения управляющих стержней, расположенных в них в дополнение к тепловыделяющим элементам;
Фиг.5А представляет собой вид в поперечном сечении большого количества расположенных смежно модулей ядерного деления гексагональной формы, причем модули ядерного деления имеют большое количество воспроизводящих стержней, расположенных в них в дополнение к тепловыделяющим элементам;
Фиг.5В представляет собой вид в поперечном сечении большого количества расположенных смежно модулей ядерного деления гексагональной формы, причем модули ядерного деления имеют большое количество отражающих нейтроны стержней, расположенных в них в дополнение к тепловыделяющим элементам;
Фиг.5С представляет собой вид в поперечном сечении активной зоны реактора, имеющей форму параллелепипеда, причем активная зона реактора имеет тепловыделяющие сборки с зоной воспроизводства, расположенные по ее внутренней периферии;
Фиг.6 представляет собой вид, взятый по линии разреза 6-6, изображенной на Фиг.5;
Фиг.7 представляет собой вид в частичном вертикальном разрезе большого количества соседних модулей ядерного деления и большого количества узлов регулятора потока, входящих в узел управления потоком, и которые соединены с соответствующими модулями ядерного деления;
Фиг.8 представляет собой разобранный вид в аксонометрии подузла регулятора потока;
Фиг.8А представляет собой разобранный вид в частном вертикальном разрезе подузла регулятора потока;
Фиг.8В представляет собой вид в частичном разрезе подузла регулятора потока в открытой конфигурации, полностью обеспечивая возможность протекания текучей среды;
Фиг.8С представляет собой вид в частичном разрезе подузла регулятора потока в закрытой конфигурации, полностью предотвращая возможность протекания текучей среды;
Фиг.8D представляет собой вид, взятый вдоль линии разреза 8D-8D, изображенной на Фиг.8В, и показывающий в горизонтальном сечении предотвращающую вращение конфигурацию, принадлежащую нижней части подузла регулятора потока;
Фиг.8Е представляет собой вид в вертикальном разрезе, с частями, удаленными для ясности, нижней части подузла регулятора потока, и показывающий свободно вращающийся штуцер;
Фиг.9 представляет собой вид, частично приподнятый, подузла регулятора потока, соединенного с модулем ядерного деления и находящегося в полностью открытом положении для обеспечения возможности протекания текучей среды в модуль ядерного деления;
Фиг.10 представляет собой вид, частично приподнятый, подузла регулятора потока, соединенного с модулем ядерного деления и находящегося в полностью закрытом положении для предотвращения возможности протекания текучей среды в модуль ядерного деления;
Фиг.11 представляет собой вид в вертикальном разрезе большого количества смежных модулей ядерного деления и большого количества подузлов регулятора потока, соединенных с модулями ядерного деления;
Фиг.12 представляет собой вид в вертикальном разрезе большого количества смежных модулей ядерного деления и большое количество подузлов регулятора потока, соединенных с соответствующими модулями ядерного деления, причем подузлы регулятора потока показаны в полностью открытом, частично закрытом или открытом и полностью закрытом положениях для обеспечения возможности протекания через него переменного потока текучей среды;
Фиг.13 представляет собой вид в аксонометрии, с частями, удаленными для ясности, каретки, принадлежащей узлу управления потоком;
Фиг.14 представляет собой вид в вертикальном разрезе большого количества смежных модулей ядерного деления и большого количества датчиков, расположенных в соответствующих модулях ядерного деления;
Фиг.15 представляет собой вид, частично приподнятый, с частями, удаленными для ясности, большого количества подузлов регулятора потока, причем выбранный один из большого количества узлов регулятора потока взаимодействует с одним из большого количества торцевых ключей, которые с возможностью вращения приводится в действие устройством приводного винта, и аксиально приводится в действие зубчатой передачей;
Фиг.16 представляет собой вид в аксонометрии зубчатой передачи для приведения в действие выбранного одного из большого количества торцевых ключей;
Фиг.17 представляет собой вид, частично приподнятый, с частями, удаленными для ясности, большого количества подузлов регулятора потока, которые взаимодействуют с выбранным одним из большого количества торцевых ключей, причем торцевой ключ, по меньшей мере частично, контролируется герметичным электрическим двигателем, электрически соединенным с контроллером или блоком управления;
Фиг.18 представляет собой вид, частично приподнятый, с частями, удаленными для ясности, большого количества подузлов регулятора потока, которые взаимодействуют с выбранным одним из большого количества торцевых ключей, причем торцевой ключ, по меньшей мере частично, контролируется герметичным электрическим двигателем, реагирующим на радио-передатчик-приемник, принадлежащий контроллеру или блоку управления, и который способен передавать сигнал на радиочастоте;
Фиг.19 представляет собой вид, частично приподнятый, большого количества подузлов регулятора потока, которые взаимодействуют с выбранным одним из большого количества торцевых ключей, причем торцевой ключ, по меньшей мере частично, контролируется волоконно-оптическим приемо-передатчиком, принадлежащим блоку управления, и который способен передавать сигнал с помощью светового пучка;
Фиг.20А-20S представляют собой блок-схемы иллюстративных способов работы ядерного реактора деления; и
Фиг.21А-21Н представляют собой блок-схемы иллюстративных способов сборки узла управления текучей средой.
ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ
В последующем подробном описании ссылки сделаны на прилагаемые чертежи, которые составляют часть настоящего описания. На чертежах подобные обозначения 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 ограничивающими. 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 названия для ясности изложения. Тем не менее, следует понимать, что названия 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 названии(ях) процесса(ов)/операций, и/или процесс(ы)/операции могут быть обсуждены в рамках названия структур(ы)/процесса(ов); и/или описания одной темы могут охватывать два или большее количество названий тем). Таким образом, использование формальных названий 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 местоположении элементов для достижения той же функциональности эффективно «связано» так, что достигается нужная функциональность. Следовательно, любые два элемента, 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 «выполненный с возможностью». Специалистам следует понимать, что «выполненный с возможностью», «приспособленный/выполненный с возможностью адаптации», «способный», «выполненный с возможностью соответствия / соответствующий», и т.д. может, как правило, относиться к элементам в активном состоянии и/или к элементам в неактивном состоянии и/или к элементам в режиме ожидания, если контекст не требует иного.
Что касается настоящего изобретения и как уже упоминалось, во многих случаях, для каждого нейтрона, который поглощается в делящемся нуклиде, более чем один нейтрон выделяется, пока расщепляющееся ядро не истощится. Это явление используется в коммерческих ядерных реакторах для непрерывного производства тепла, которое, в свою очередь, используется для выработки электроэнергии.
Тем не менее, повреждение теплом конструкционных материалов реактора может произойти из-за «пиковой» температуры (то есть топливного канала максимальной мощности), что происходит из-за неравномерного распределения нейтронного потока в активной зоне реактора. Как хорошо известно в этом уровне техники, нейтронный поток определяется как число нейтронов, проходящих через единицу площади за единицу времени. Эта пиковая температура, в свою очередь, возникает благодаря гетерогенному распределению управляющих стержней /тепловыделяющих элементов. Тепловое повреждение может возникнуть, если пиковая температура превышает пределы материала. Кроме того, реакторы, работающие в спектре быстрых нейтронов, могут быть рассчитаны на воспроизводящий топливный материал «зоны воспроизводства», присутствующего на периферии активной зоны реактора. Такие реакторы будут иметь тенденцию к воспроизводству топлива в материал «зоны воспроизводства» путем поглощения нейтронов. Это приведет к увеличению выходной мощности на периферии реактора, когда реактор приближается к концу топливного цикла. Поток охлаждающей текучей среды через периферические узлы в начале топливного цикла реактора может поддерживать безопасную температуру эксплуатации и учитывать увеличение мощности, которое будут происходить, по мере того как выгорание увеличивается во время топливного цикла.
«Реактивность» (т.е. изменение мощности реактора) образуется из-за «выгорания» топлива. Выгорание, как правило, определяется как количество энергии, вырабатываемой на единицу массы топлива, и обычно выражается в единицах мегаватт-дней на метрическую тонну тяжелого металла (МВт*день/Мтонн тяж.мет.) или гигаватт-дней на метрическую тонну тяжелого металла (ГВт*день/Мтонн тяж.мет.). 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, определяется как производная по времени от изменения реактивности, которое приводит к экспоненциальному увеличению или уменьшению мощности реактора.
В связи с этим управляющие стержни, изготовленные из поглощающего нейтроны материала, как правило, используются для настройки и управления изменением реактивности. Такие управляющие стержни перемещают взад и вперед из активной зоны реактора, чтобы изменяющимся образом управлять поглощением нейтронов и, следовательно, уровнем нейтронного потока и реактивностью в активной зоне реактора. Уровень нейтронного потока подавлен в непосредственной близости от управляющего стержня и потенциально выше в областях, удаленных от управляющих стержней. Таким образом, поток нейтронов не является равномерным по всей активной зоне реактора. Это приводит к увеличению выгорания топлива в тех областях, в которых поток нейтронов выше. Кроме того, обыкновенный специалист в данной области атомной энергетики поймет, что изменения нейтронного потока и плотности мощности обусловлены многими факторами. Близость к управляющему стержню может или не может быть основным фактором. Например, поток нейтронов обычно существенно сокращается на границах активной зоны реактора без каких-либо имеющихся поблизости управляющих стержней. Эти эффекты, в свою очередь, могут привести к перегреву или к пиковым температурам, в тех областях более высокого нейтронного потока. Такие пиковые температуры могут нежелательным образом снижать срок эксплуатации конструкций, подверженных действию таких пиковых температур, путем изменения механических свойств конструкций. Кроме того, плотность мощности реактора, которая пропорциональна произведению нейтронного потока и концентрации делящегося топлива, ограничивается способностью конструкционных материалов активной зоны реактора выдержать такие пиковые температуры без каких-либо повреждений.
Поэтому со ссылкой на Фиг.1, исключительно посредством примера и не посредством ограничения, показан ядерный реактор деления, в целом обозначенный номером 10 позиции, в котором решены сформулированные выше проблемы. Как более подробно описано далее, реактор 10 может представлять собой ядерный реактор деления на бегущей волне. Ядерный реактор 10 вырабатывает электроэнергию, которая передается через большое количество линий передачи (не показаны) для пользователей электроэнергии. Реактор 10 может, в качестве альтернативы, использоваться для проведения тестов, таких как тесты, проводимые для определения влияния температуры на материалы реактора.
Со ссылкой на Фиг.1, 1А, 1В и 2, реактор 10 содержит активную зону ядерного реактора деления, в целом обозначенную номером позиции 20, которая содержит большое количество тепловыделяющих сборок ядерного деления, как также упомянуто в настоящем документе, модулей 30 ядерного деления. Активная зона 20 ядерного реактора деления герметично размещена в корпусе 35 активной зоны реактора. Исключительно посредством примера и не посредством ограничений, каждый модуль 30 ядерного деления может образовывать конструкцию, имеющую гексагональную форму в поперечном сечении, как показано на чертеже, так что большее количество модулей 30 ядерного деления может быть плотно упаковано вместе в пределах активной зоны 20 реактора, по сравнению с большинством других форм для модуля 30 ядерного деления, например, цилиндрической или сферической формы. Каждый модуль 30 ядерного деления содержит большое количество тепловыделяющих элементов 40 для производства тепла благодаря вышеупомянутому процессу ядерной цепной реакции деления. При необходимости тепловыделяющие элементы могут быть окружены контейнером 43 для тепловыделяющих элементов, для добавления конструктивной жесткости модулям 30 ядерного деления и для разделения модулей 30 ядерного деления друг от друга. Разделение модулей 30 ядерного деления друг от друга обеспечивает возможность избежать поперечного потока охлаждающей текучей среды между соседними модулями 30 ядерного деления. Устранение поперечного потока охлаждающей текучей среды предотвращает поперечные колебания модулей 30 ядерного деления. Такие поперечные колебания, в противном случае, могут увеличивать риск повреждения тепловыделяющих элементов 40. Кроме того, разделение модулей 30 ядерного деления друг от друга обеспечивает возможность управления потоком охлаждающей текучей среды для каждого отдельного модуля, как это описано более подробно ниже. Управление потоком охлаждающей текучей среды к отдельным, предварительно выбранным модулям 30 ядерного деления эффективно управляет охлаждающей текучей средой в активной зоне 20 реактора, как например, направляет поток охлаждающей текучей среды по существу в соответствии с неравномерным распределением температуры в активной зоне 20 реактора. Контейнер 43 может содержать кольцевой выступ 46 (см. Фиг.7) для вмещения вместе тепловыделяющих элементов 40. Охлаждающая текучая среда может иметь средний номинальный объемный расход около 5,5 куб. м/с (то есть, приблизительно 194 куб. футов/с), и среднюю номинальную скорость, равную приблизительно 2,3 м/с (то есть, приблизительно 7,55 футов/с) в случае иллюстративного, охлаждаемого натрием реактора во время работы при нормальных условиях. Тепловыделяющие элементы 40 примыкают друг к другу и ограничивают канал 47 потока охлаждающей текучей среды (см. Фиг.7) между ними для обеспечения возможности потока охлаждающей текучей среды вдоль наружной части тепловыделяющих элементов 40. Тепловыделяющие элементы 40 собраны вместе, чтобы сформировать упомянутые ранее гексагональные модули 30 ядерного деления. Хотя тепловыделяющие элементы 40 примыкают друг к другу, тепловыделяющие элементы 40, тем не менее, удерживаются отстоящими друг от друга посредством проволочной обмотки 50 (см. Фиг.7), которая проходит по спирали вдоль длины каждого тепловыделяющего элемента 40, в соответствии со способами, известными специалистам в области конструирования энергетического ядерного реактора.
С конкретной ссылкой на Фиг.1 В, каждый тепловыделяющий элемент 40 имеет большое количество ядерных топливных таблеток 60, сложенных в нем торец в торец, причем указанные ядерные топливные таблетки 60 герметично окружены облицовочным материалом 70 тепловыделяющего элемента. Ядерные топливные таблетки 60 содержат вышеупомянутый расщепляющийся нуклид, такой как уран-235, уран-233 или плутоний-239. В качестве альтернативы, ядерные топливные таблетки 60 могут содержать воспроизводящие нуклиды, такие как торий-232 и/или уран-238, которые будут преобразованы во время процесса деления в расщепляющиеся нуклиды, упомянутые выше. Другой альтернативой является то, что ядерные топливные таблетки 60 могут содержать заранее заданный смесь расщепляющихся и воспроизводящих нуклидов. В частности, исключительно посредством примера и не посредством ограничения, ядерные топливные таблетки 60 могут быть изготовлены 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), закиси-окиси урана (U3О8) и их смесей. В качестве альтернативы, ядерные топливные таблетки 60 может по существу содержать уран, либо легированный, либо нелегированный другими металлами, такими как, но не ограничиваясь ими, цирконием или металлическим торием. В качестве еще одной альтернативы, ядерные топливные таблетки 60 могут по существу содержать карбид урана (UCx) или карбид тория (ТhСх). Например, ядерные топливные таблетки 60 могут быть изготовлены из карбида, выбранного из группы, состоящей в основном из монокарбида урана (UC), дикарбида урана (UC2), полуторакарбида урана (U2C3), дикарбида тория (ТhС2), карбида тория (ТhС) и их смесей. В качестве другого не ограничивающего примера, ядерные топливные таблетки 60 могут быть изготовлены из нитрида, выбранного из группы, состоящей в основном из нитрида урана (U3N2), нитрида урана - нитрида циркония (U3N2-Zr3N4), нитрида уран-плутония ((U-Pu)N), нитрида тория (ThN), уран-циркониевого сплава (UZr) и их смесей. Облицовочный материал 70 тепловыделяющего элемента, который герметично окружает стек ядерных топливных таблеток 60, может представлять собой подходящий циркониевый сплав, такой как ZIRCOLOY(TM) (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.
Как лучше всего видно на Фиг.1, активная зона реактора 20 расположена внутри корпуса 80 высокого давления реактора для предотвращения утечки радиоактивных частиц, газов или жидкостей из активной зоны 20 реактора в окружающую биосферу. Корпус 80 высокого давления реактора может быть выполнен из стали, бетона и других материалов, подходящего размера и толщины, чтобы снизить риск таких утечек радиации и поддержать необходимую нагрузку давлением. Кроме того, также может быть предусмотрена защитная оболочка (не показана), герметично окружающая части реактора 10 для дополнительной гарантии того, что предотвращены утечки радиоактивных частиц, газов или жидкостей из активной зоны 20 реактора в окружающую биосферу.
Со ссылкой снова на Фиг.1, труба 90 для охлаждающей текучей среды первичного контура соединена с активной зоной 20 реактора для обеспечения возможности протекания подходящей охлаждающей текучей среды через активную зону 20 реактора для ее охлаждения. Труба 90 может быть изготовлена из любого подходящего материала, такого как нержавеющая сталь. Следует понимать, что, при необходимости, труба 90 может быть изготовлена не только из сплавов железа, но также из сплавов цветных металлов, сплавов на основе циркония или других конструкционных материалов и композитных материалов. Охлаждающая текучая среда, переносимая трубой 90, может представлять собой инертный газ или смесь инертных газов. В качестве альтернативы, охлаждающая текучая среда может представлять собой и другие текучие среды, такие как «легкая» вода (Н2O) или газообразный или сверхкритический диоксид углерода (СO2). В качестве другого примера, охлаждающая текучая среда может представлять собой жидкий металл. Такой жидкий металл может представлять собой сплав свинца (Рb), такой как свинец-висмут (Pb-Bi). Кроме того, охлаждающая текучая среда может представлять собой органическую охлаждающую текучую среду, такую как поливинил или фторуглерод. В описанном здесь иллюстративном варианте выполнения охлаждающая текучая среда может соответствующим образом представлять собой жидкий металлический натрий (Na) или смесь металлического натрия, такую как натрий - калий (Na-K). В качестве примера и в зависимости от конкретной конструкции реактора и эксплуатационной истории, нормальная рабочая температура охлаждаемой натрием активной зоны реактора может быть относительно высока. Например, в случае реактора с охлаждением натрием мощностью от 500 до 1500 МВт с топливом из смеси оксидов урана-плутония, выходная температура активной зоны реактора во время нормальной работы может варьироваться от приблизительно 510 градусов по Цельсию (то есть 950 градусов по Фаренгейту) до приблизительно 550 градусов по Цельсию (то есть 1020 градусов по Фаренгейту). С другой стороны, во время LOCA (аварии с потерей охлаждающей текучей среды) или LOFTA (аварии с потерей переходного потока) пиковые температуры оболочки тепловыделяющего элемента могут составлять около 600 градусов по Цельсию (то есть 1110 градусов по Фаренгейту) или более, в зависимости от конструкции активной зоны реактора и эксплуатационной истории. Более того, остаточное тепловыделение во время пост-LOCA или пост-LOFTA сценариев, а также во время приостановки работы реакторов может привести к неприемлемому накоплению тепла. В некоторых случаях, следовательно, целесообразно управлять потоком охлаждающей текучей среды в активной зоне 20 реактора как в процессе нормальной эксплуатации, так и при сценарии после аварии.
Кроме того, профиль температуры в активной зоне 20 реактора варьируется в зависимости от местоположения. В связи с этим распределение температуры в активной зоне 20 реактора может приблизительно соответствовать пространственному распределению в ней плотности мощности. Известно, что плотность мощности недалеко от центра активной зоны 20 реактора, в целом, выше, чем на ее периферии, в отсутствии подходящего отражателя нейтронов или «зоны воспроизводства» нейтронов, окружающей периферию активной зоны 20 реактора. Таким образом, можно ожидать, что параметры охлаждающей текучей среды для модулей 30 ядерного деления на периферии активной зоны 20 реактора будут меньше, чем параметры охлаждающей текучей среды для модулей 30 ядерного деления недалеко от центра активной зоны 20, особенно в начале эксплуатации активной зоны. Следовательно, в данном случае, обеспечение того же самого или равномерного массового потока охлаждающей текучей среды для каждого модуля 30 ядерного деления является ненужным. Как подробно описано ниже в этом документе, предложен способ, который варьирует поток охлаждающей текучей среды в отдельные модули 30 ядерного деления, в зависимости от расположения модулей 30 в активной зоне 20 реактора и от требуемых результатов работы реактора.
Все еще со ссылкой на Фиг.1, переносящая тепло охлаждающая текучая среда, которое создается в активной зоне 20 реактора, протекает вдоль пути 95 потока охлаждающей текучей среды к промежуточному теплообменнику 100, по причинам, описанным далее. Охлаждающая текучая среда, протекающая по пути 95, проходит через промежуточный теплообменник 100 и поступает в объем 105 повышенного давления, связанный с промежуточным теплообменником 100. Пройдя в объем 105 повышенного давления, охлаждающая текучая среда продолжает течь через трубу 90, как показано большим количеством стрелок 107. Следует понимать, что охлаждающая текучая среда, покидая объем 105 повышенного давления, охлаждена за счет теплопереноса, происходящего в промежуточном теплообменнике 100. Первый насос 110 соединен с трубой 90 и находится в проточном сообщении с охлаждающей текучей средой реактора, переносимой трубой 90, для перекачки охлаждающей текучей среды реактора через трубу 90, через активную зону 20 реактора, вдоль пути 95 потока охлаждающей текучей среды, в промежуточный теплообменник 100 и в объем 105 повышенного давления.
Со ссылкой снова на Фиг.1, труба 120 вторичного контура предназначена для отвода тепла от промежуточного теплообменника 100. Труба 120 содержит вторичный "горячий" сегмент 130 трубы и вторичный "холодный" сегмент 140 трубы. Вторичный "холодный" сегмент 140 трубы выполнен как одно целое со вторичным "горячим" сегментом 130 трубы так, чтобы образовался замкнутый контур, который ограничивает трубу 120 вторичного контура, как показано на чертеже. Труба 120 вторичного контура, которая ограничена "горячим" сегментом 130 трубы и "холодным" сегментом 14 трубы, содержит текучую среду, которая соответствующим образом может представлять собой жидкий натрий или смесь жидкого натрия. Вторичный "горячий" сегмент 130 трубы проходит от промежуточного теплообменника 100 к комбинации 143 парогенератора и пароперегревателя (далее именуемые "парогенератор 143"), по причинам, описанным далее. После прохождения через парогенератор 143, охлаждающая текучая среда, протекающая через трубу 120 и выходящая из парогенератора 143, находится при более низкой температуре, чем перед входом в парогенератор 143, из-за теплообмена, происходящего в парогенераторе 143. После прохождения через парогенератор 143 охлаждающая текучая среда перекачивается, например, с помощью второго насоса 145, вдоль "холодного" сегмента 140 трубы, который заканчивается в промежуточном теплообменнике 100. Способ, которым парогенератор 143 создает пар, в целом описан далее.
Со ссылкой еще раз на Фиг.1, в парогенераторе 143 расположена масса охлаждающей текучей среды 150, которая поддерживается при заданной температуре и давлении. Текучая среда, протекающая через вторичный "горячий" сегмент 130 трубы, отдает свое тепло массе охлаждающей текучей среды 150, которая находится при более низкой температуре, чем текучая среда, протекающая через вторичный "горячий" сегмент 130 трубы. По мере того как текучая среда, протекающая через вторичный "горячий" сегмент 130 трубы, отдает свое тепло массе охлаждающей текучей среды 150, часть массы охлаждающей текучей среды 150 будет превращаться в пар 160, в зависимости от температуры и давления в парогенераторе 143. Пар 160 будет затем проходить через паропровод 170, один конец которого проточно сообщается с паром 160, а другой конец проточно сообщается с массой охлаждающей текучей среды 150. Вращающаяся турбина 180 соединена с паропроводом 170 так, что турбина 180 вращается, когда через нее проходит пар 160. Электрический генератор 190, который соединен с турбиной 180, например, посредством вращающегося вала 195 турбины, вырабатывает электроэнергию, когда турбина 180 вращается. Кроме того, конденсатор 200 соединен с паровой линией 170 и получает пар, проходящий через турбину 180. Конденсатор 200 конденсирует пар в жидкую воду и передает любое отработанное тепло радиатору, такому как градирни 210, которые связаны с реактором 10. Жидкая вода, сконденсированная конденсатором 200, подается по паропроводу 170 от конденсатора 200 к парогенератору 143 посредством третьего насоса 220, расположенным между конденсатором 200 и парогенератором 143.
Со ссылкой теперь на Фиг.2, 3 и 4, в поперечном сечении показаны иллюстративные конфигурации активной зоны 20 реактора. В связи с этим, модули 30 ядерного деления могут быть выполнены с возможностью образования гексагональной конфигурации, в целом обозначенной номером позиции 230, для активной зоны 20 реактора. Кроме того, модули 30 могут быть выполнены с возможностью образования цилиндрической конфигурации, в целом обозначенной номером позиции 240, для активной зоны 20 реактора. В качестве другой альтернативы, модули 30 могут быть выполнены с возможностью образования параллелепипед -образной конфигурации, в целом обозначенной номером позиции 250, для активной зоны 20 реактора. В этой связи активная зона 250 реактора имеет первый конец 252 и второй конец 254, по причинам, указанным ниже.
Со ссылкой на Фиг.5, независимо от выбранной конфигурации для активной зоны 20 реактора, большое количество отстоящих друг от друга, продольно проходящих и выполненных с возможностью продольного перемещения управляющих стержней 260 симметрично расположено в направляющей трубе управляющих стержней или оболочке (не показана), проходя вдоль заранее заданного количества модулей 30 ядерного деления. Управляющие стержни 260, которые показаны расположенными в заранее заданном количестве модулей 30 гексагональной формы, управляют реакцией ядерного деления нейтронов, происходящей в модулях 30. Управляющие стержни 260 содержат подходящий поглощающий нейтроны материал, имеющий приемлемо высокое сечение поглощения нейтронов. В связи с этим поглощающий материал 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 может представлять собой соединение или сплав, выбранный из группы, состоящей в основном из серебра-индия-кадмия, карбида бора, диборида циркония, диборида титана, диборида гафния, титаната гадолиния, титаната диспрозия и их смесей. Управляющие стержни 260 контролируемым образом подают отрицательную реактивность в активную зону 20 реактора. Таким образом, управляющие стержни 260 обеспечивают возможность управления реактивностью активной зоны 20 реактора. Другими словами, управляющие стержни 260 способны управлять или выполнены с возможностью управления профилем нейтронного потока через активную зону 20 реактора и таким образом влиять на температурный профиль во всей активной зоне 20 реактора.
Со ссылкой на Фиг.5А и 5В, показаны альтернативные варианты выполнения модуля 30 ядерного деления. Следует понимать, что модуль 30 не обязательно должен быть нейтронно активным. Другими словами, модуль 30 не содержит никаких расщепляющихся материалов. В этом случае модуль 30 может представлять собой чисто отражающий узел или чисто воспроизводящий узел, или комбинацию обоих. В связи с этим модуль 30 может представлять собой воспроизводящий модуль ядерного деления, содержащий воспроизводящий ядерный материал, или отражающий модуль ядерного деления, содержащий отражающий материал. В качестве альтернативы, в одном из вариантов выполнения модуль 30 может содержать тепловыделяющие элементы 40 в комбинации с ядерными воспроизводящими стержнями или отражающими стержнями. Например, на Фиг.5А, большое количество ядерных воспроизводящих стержней 270 расположено в модуле 30 ядерного деления в комбинации с тепловыделяющими элементами 40. Также могут присутствовать и управляющие стержни 260. Воспроизводящий ядерный материал в ядерных воспроизводящих стержнях 270 может представлять собой торий-232 и/или уран-238, как уже упоминалось выше. Таким образом, модуль 30 ядерного деления ограничивает ядерный воспроизводящий узел. На Фиг.6В большое количество отражающих нейтроны стержней 274 расположено в модуле 30 ядерного деления в комбинации с тепловыделяющими элементами 40. Также могут присутствовать и управляющие стержни 260. Отражающий материал может представлять собой материал, выбранный из группы, состоящей в основном из бериллия (Be), вольфрама (W), ванадия (V), обедненного урана (U), тория (Th), сплавов свинца, и их смесей. Также, отражающие стержни 274 могут быть выбраны из широкого спектра стальных сплавов. Таким образом, модуль 30 ядерного деления ограничивает отражающий нейтроны узел. Более того, обыкновенный специалист в области управления топливом в активной зоне ядерного реактора должен понимать, что модуль 30 ядерного деления может содержать любую подходящую комбинацию ядерных тепловыделяющих элементов 40, управляющих стержней 260, воспроизводящих стержней 270 и отражающих стержней 274.
Фиг.6С показан другой вариант выполнения ранее упомянутой активной зоны 250 реактора. На Фиг.6С «зона воспроизводства» содержит большое количество воспроизводящих модулей 276 ядерного деления, содержащих воспроизводящий материал и расположенных вокруг внутренний периферии активной зоны 250 реактора, выполненной в виде параллелепипеда. Зона воспроизводства воспроизводит расщепляющийся материал.
Возвращаясь к Фиг.4, независимо от выбранной конфигурации для активной зоны 20, активная зона 20 может быть выполнена как активная зона ядерного реактора деления на бегущей волне, такая как иллюстративная активная зона 250 реактора. В связи с этим сравнительно небольшой и съемный воспламенитель 280 ядерного деления, который содержит умеренное изотопное обогащение ядерного делящегося вещества, такого как, без ограничения, U-233, U-235 или Ри-239, подходящим образом размещен в активной зоне 250 реактора. Исключительно посредством примера и не посредством ограничения, воспламенитель 280 может быть расположен вблизи первого конца 252, противоположного второму концу 254 активной зоны 250 реактора. Нейтроны выпускаются воспламенителем 280. Нейтроны, которые выпущены воспламенителем 280, захватываются расщепляющимся и/или воспроизводящим материалом в модулях 30 для начала цепной реакции деления. Если это необходимо, воспламенитель 280 может быть удален, как только цепная реакция деления станет самоподдерживающейся.
Со ссылкой снова на Фиг.4, воспламенитель 280 инициирует трехмерную бегущую дефлаграционную волну, или «волну горения» 290 шириной «х». Когда воспламенитель 280 выпускает свои нейтроны, вызывая «воспламенение», волна горения 290 проходит наружу из воспламенителя 280 возле первого конца 252 и ко второму концу 254 из активной зоны 250 реактора таким образом, чтобы сформировать распространяющуюся волну горения 290. Другими словами, каждый модуль 30 способен принимать по меньшей мере часть бегущей волны 290 горения, когда волна 290 горения проходит через активную зону 250 реактора. Скорость бегущей волны 290 горения может быть постоянной или непостоянной. Таким образом, скоростью, с которой распространяется волна 290 горения, можно управлять. Например, продольное перемещение ранее упомянутых управляющих стержней 260 (см. Фиг.5) заданным или запрограммированным образом может понизить или снизить нейтронную реактивность тепловыделяющих элементов 40, которые расположены в модулях 30 ядерного деления. Таким образом, нейтронная реактивность тепловыделяющих элементов 40, которые в настоящее время сжигаются в месте расположения волны горения 290, понижается или снижается по отношению к нейтронной реактивности «несгоревших» элементов 40 впереди волны 290 горения. Этот результат определяет направление распространения волны горения, указанное стрелкой 295.
Основные принципы такого ядерного реактора деления на бегущей волне раскрываются более подробно в находящейся на стадии одновременного рассмотрения заявки на Патент США №11/605943, поданной 28 ноября 2006 на имя Родерика А. Хайда и др., и озаглавленной «Автоматизированный Ядерный Реактор для Длительной Эксплуатации», право на которую присваиваются правопреемнику настоящей заявки, полное раскрытие которой включено в настоящий документ посредством ссылки.
Со ссылкой на Фиг.6 и 7, показаны вертикальные смежно расположенные модули 30 ядерного деления, имеющие гексагональную форму. Показаны только три соседних модуля 30 ядерного деления, при этом следует понимать, что в активной зоне 20 реактора находится большее число модулей 30. В качестве альтернативы, каждый модуль 30 содержит большое количество ранее упомянутых тепловыделяющих элементов 40. Каждый модуль 30 установлен на горизонтально проходящей нижней опорной пластине 360 активной зоне реактора. Нижняя опорная пластина 360 активной зоне реактора распространяется на все модули 30. Нижняя опорная пластина 360 активной зоне реактора имеет выполненное сквозь нее раззенкованное отверстие 370, по причинам, указанным ниже. Раззенкованное отверстие 370 имеет открытый конец 380, обеспечивающий возможность протекания в него охлаждающей текучей среды. Поперек верхней части или выходной части каждого модуля 30 ядерного деления горизонтально проходит и соединена с ней с возможностью съема верхняя опорная пластина 400 активной зоны реактора, которая закрывает каждый модуль 30. Пластина 400 активной зоны реактора также ограничивает большое количество проточных пазов 410, обеспечивающих возможность протекания через нее охлаждающей текучей среды.
Как упоминалось ранее, важным является управление температурой активной зоны 20 реактора и в нем температурой модулей 30 ядерного деления, вне зависимости от выбранной конфигурации для активной зоны 20 реактора. Правильное управление температурой имеет важное значение по нескольким причинам. Например, может произойти тепловое повреждение конструкционных материалов активной зоны реактора, если пиковая температура превышает пределы материала. Такие пиковые температуры могут нежелательным образом снизить срок эксплуатации конструкций, подверженных таким пиковым температурам, путем изменения механических свойств конструкций, в частности тех свойств, которые связаны с тепловой ползучестью. Также, плотность мощности реактора ограничена способностью основных конструкционных материалов выдерживать такие высокие температуры без повреждений. Кроме того, реактор 10 может быть альтернативно использован для проведения испытаний, таких как испытания для определения влияния температуры на реакторные материалы. Управление температурой активной зоны реактора имеет важное значение для успешного проведения таких испытаний. Кроме того, модули 30 ядерного деления, находящиеся в центре активной зоны 20 реактора или недалеко от центра, могут генерировать больше тепла, чем модули 30 ядерного деления, находящиеся на периферии активной зоны 20 реактора или около нее, в отсутствие отражателя нейтронов или зоны воспроизводства нейтронов, окружающей периферию активной зоны 20 реактора. Таким образом, было бы неэффективно подавать массу охлаждающей текучей среды с равномерной скоростью потока через активную зону 20 реактора, поскольку более горячие модули 30 ядерного деления недалеко от центра активной зоны 20 реактора должны иметь более высокую скорость потока охлаждающей текучей среды, чем модули 30 ядерного деления, расположенные на периферии активной зоны 20 реактора. Приведенное здесь описание предлагает способ для решения этих проблем.
Со ссылкой на Фиг.1, 6 и 7, первый насос 110 и труба 90 первичного контура доставляют охлаждающую текучую среду реактора к модулям 30 ядерного деления вдоль пути протекания охлаждающей текучей среды или потока текучей среды, обозначенного стрелками 420 потока. Охлаждающая текучая среда затем проходит вдоль пути 420 протекания охлаждающей текучей среды, и через открытый конец 380, который выполнен в нижней опорной пластине 360. Как описано более подробно ниже, охлаждающая текучая среда реактора может быть использована для отвода тепла или охлаждения выбранных модулей 30 в месте нахождения бегущей волны 290 горения. Модуль 30 может быть выбран, по меньшей мере частично, на основе того, определено ли местонахождение, обнаружена ли, или иным образом находится в пределах или в непосредственной близости от модуля 30 волна 290 горения, как описано более подробно ниже.
Со ссылкой снова на Фиг.1, 6 и 7 для того, чтобы достичь желаемого результата охлаждения выбранного модуля 30, регулируемый подузел 430 регулятора потока соединяют с модулем 30 ядерного деления. Подузел 430 регулятора потока управляет потоком охлаждающей текучей среды в ответ на место положение волны 290 горения (см. Фиг.4) по отношению к модулям 30 ядерного деления, а также в ответ на определенные эксплуатационные параметры, связанные с модулем 30. Другими словами, подузел 430 регулятора потока способен подавать или выполнен с возможностью подачи сравнительно меньшего количества охлаждающей текучей среды к модулю 30, когда меньшее количество волны 290 горения (то есть меньшая интенсивность волны 290 горения) присутствует в модуле 30. С другой стороны, узел 430 регулятора потока способен подавать или выполнен с возможностью подачи сравнительно большего количества охлаждающей текучей среды к модулю 30, когда большее количество волны 290 горения (то есть большая интенсивность волны 290 горения) присутствует в модуле 30. Наличие и интенсивность волны горения 290 могут быть идентифицированы скоростью производства тепла, уровнем нейтронного потока, уровнем мощности или другими подходящими эксплуатационными характеристиками, связанными с модулем 30.
Со ссылкой на Фиг.7, 8, 8А, 8В, 8С и 8D, регулируемый подузел 430 регулятора потока проходит через раззенкованное отверстие 370 для управления потоком 420 текучей среды в модуле 30 ядерного деления. Специалисту в этой области техники следует понимать, что для того чтобы регулировать поток 420 текучей среды, подузел 430 регулятора потока обеспечивает контролируемое сопротивление потоку. Подузел 430 регулятора потока содержит в целом цилиндрическую первую или наружную гильзу 450, имеющую большое количество первых перемычек 460, которые ограничивают соответствующие аксиально отстоящие друг от друга первые отверстия, выбранные из большого количества отверстий, или первые управляемые апертуры 470 потока, радиально распределенные по всей наружной гильзе 450. Наружная гильза 450 дополнительно содержит первый штуцер 480, который может иметь гексагональную форму поперечного сечения, по причинам, описанным ниже. Первый штуцер 480 ограничивает внутреннюю резьбовую полость 500 по причинам, описанным ниже.
Со ссылкой снова на Фиг.7, 8, 8А, 8В, 8С и 8D, подузел 430 регулятора потока дополнительно содержит в целом цилиндрическую вторую, или внутреннюю гильзу 530, которая посредством резьбы вставляется в наружную гильзу 450, как это описано более подробно ниже. В одном варианте выполнения внутренняя гильза 530 может быть выполнена как единое целое с модулем 30 при изготовлении модуля 30 так, что внутренняя 530 гильза представляет собой постоянную часть модуля 30. В другом варианте выполнения внутренняя гильза 530 может быть с возможностью съема подсоединена к модулю 30 так, что внутреннюю 530 гильзу можно легко отсоединить от модуля 30 и, следовательно, она не является постоянной частью модуля 30. В любом варианте выполнения внутренняя гильза 530 содержит большое количество вторых перемычек 540, которые ограничивают соответствующие аксиально отстоящие друг от друга вторые отверстия, выбранные из большого количества отверстий, или вторые управляемые апертуры 550 потока, радиально распределенные по всей внутренней гильзе 530. Внутренняя гильза 530 дополнительно содержит второй штуцер 560 с наружной резьбой, который имеет размер, обеспечивающий возможность вставления посредством резьбы во внутреннюю резьбовую полость 500 нижней части 490, которая принадлежит наружной гильзе 450. Верхняя часть 570 внутренней гильзы 530 содержит крышку 580, которая может быть, а может и не быть выполнена как одно целое с модулем 30, как уже упоминалось ранее. Внутреннее отверстие 590 проходит через верхнюю часть 570, включая проходную крышку 580, для прохождения через нее охлаждающей текучей среды. К крышке 580 и тепловыделяющим элементам 40 может быть присоединена воронкообразная часть 600 в форме усеченного конуса, имеющая внутреннюю поверхность 605, находящуюся в сообщении с внутренним отверстием 590 и внутренней частью контейнера 43 для обеспечения возможности прохождения охлаждающей текучей среды из внутреннего отверстия 590 в контейнер 43, где расположены тепловыделяющие элементы 40. Как уже упоминалось ранее, модули 30 выполнены с возможностью иметь зависимое от температуры изменение реактивности, или имеют такое изменение. Таким образом, подузел 430 регулятора потока; по меньшей мере частично, выполнен с возможностью управления температурой внутри модуля 30 путем управления потоком охлаждающей текучей среды в модуль 30 для осуществления такого зависящего от температуры изменения реактивности.
Со ссылкой теперь на Фиг.8А и 8D, нижняя часть 490 наружной гильзы 450 содержит предотвращающую поворот конфигурацию, в целом обозначенную номером позиции 606, для предотвращения относительного поворота наружной гильзы 450 по отношению к внутренней гильзе 530. В связи с этим, наружная гильза 450 ограничивает большое количество канавок, таких как канавки 607а и 607b, для сопряженного вмещения соответствующих выступов 608а и 608b, выбранных из большого количества выступов и выполненных как единое целое с внутренней гильзой 530. Таким образом, когда наружная гильза 450 поворачивается, поворот внутренней 530 гильзы по отношению к наружной гильзе 450 предотвращен из-за взаимодействия выступов 608а и 608b, соответственно, в канавках 607а и 607b.
Как лучше всего видно на Фиг.8Е, первый штуцер 480 выполнен с возможностью поворота относительно наружной гильзы 450. В связи с этим, первый штуцер 480 содержит кольцевой фланец 608с, который с возможностью скольжения вставляется в кольцевой паз 608d, выполненный в наружной гильзе 450. Таким образом, первый штуцер 480 выполнен свободно поворачивающимся с возможностью скольжения относительно наружной 450 гильзы. Первый штуцер 480 выполнен свободно поворачивающимся с возможностью скольжения в любом из направлений, указанных изогнутыми стрелками 608е или 608f. Более того, когда первый штуцер 480 свободно поворачивается с возможностью скольжения в одном направлении, например в направлении стрелки 608е, резьбовая внутренняя полость 500 будет посредством резьбы взаимодействовать с наружной резьбой второго штуцера 560. Следует понимать, что, когда резьба внутренней полости 500 посредством резьбы взаимодействует с наружной резьбой второго штуцера 560, первый штуцер 480 будет упираться в первую гильзу 450, например, поверхностью 608d. Когда первый штуцер 480 упирается в первую гильзу 450, первая гильза 450 будет перемещаться вверх или подниматься вдоль своей продольной оси в направлении, указанном вертикальной стрелкой 608h. Первая гильза 450 будет перемещаться вверх или подниматься только в направлении стрелки 608h из-за наличия предотвращающей вращение конфигурации 606. Когда первая гильза 450 перемещается вверх или поднимается на заданную величину, первые отверстия 470 будут постепенно закрываться, накрываться, отключаться или иным образом блокироваться вторыми перемычками 540 внутренней гильзы 530. Более того, следует понимать, что когда первая гильза 450 перемещается вверх или поднимается на заранее заданную величину, вторые отверстия 550 будут постепенно закрываться, накрываться, отключаться или иным образом блокироваться первыми перемычками 460 наружной гильзы 450. Постепенное закрытие, накрытие, отключение и иным образом блокировка первых отверстий 470 и вторых отверстий 550 таким образом, изменяемым образом уменьшает поток охлаждающей текучей среды через первые отверстия 470 и вторые отверстия 550. Следует понимать, что поворот первого штуцера 480 в обратном направлении, например в направлении изогнутой стрелки 608f, вызывает постепенное открытие, раскрытие, включение или иным образом разблокировку первых отверстий 470 и вторых отверстий 550, для увеличения изменяемым образом потока охлаждающей текучей среды через первые 470 и вторые 550 отверстия.
Поэтому со ссылкой на Фиг.7, 8, 8А, 8В, 8С, 8D, 8Е, 9 и 10, управление потоком в модуле 30 достигается, по меньшей мере частично, за счет использования двух различных элементов, которые представляют собой наружную гильзу 450 и внутреннюю гильзу 530, как описано в настоящей заявке. Как уже упоминалось ранее, внутренняя гильза 530 может быть выполнена с модулем 30 ядерного деления как единое целое, когда модуль 30 изначально изготавливается. Тем не менее, при необходимости, внутренняя гильза может быть выполнена отдельно от модуля 30, но выполнена с возможностью подсоединения к ней, а не представлять собой единое целое с модулем 30 ядерного деления, когда модуль 30 изначально изготавливается. Внутренняя гильза 530 ограничивает большое количество вторых отверстий 550, предназначенных для прохождения охлаждающей текучей среды в модуль 30. Наружная гильза 450 скользит по верхней части внутренней гильзы 530 и имеет соответствующее большое количество первых отверстий 470. Наружная гильза 450 и внутренняя гильза 530 являются концентрическими и при этом отверстия 470/550 всегда совмещены, чтобы соответствовать друг другу по радиальной оси, или оси вращения. Поток охлаждающей текучей среды управляется взаимным расположением внутренней гильзы 530 и наружной гильзы 450 в осевом или вертикальном направлении. В этой связи, Фиг.8В показывает подузел 430 регулятора потока в полностью открытой 1 конфигурации, чтобы полностью обеспечивать поток текучей среды в модуль 30, а Фиг.8С показывает подузел 430 регулятора потока в полностью закрытой конфигурации, чтобы полностью блокировать поток текучей среды в модуль 30 ядерного деления. Взаимодействие выступов 608а и 608b в соответствующих канавках 607а и 607b ограничивает поворот наружной гильзы 450 относительно внутренней гильзы 530, как уже упоминалось ранее. Эта функция обеспечивает возможность осевого скольжения наружной гильзы 450 по внутренней 530 гильзе, но не относительный поворот между наружной гильзой 450 и внутренней гильзой 530. Точная регулировка потока охлаждающей текучей среды достигается за счет постепенного осевого скольжения наружной гильзы 450 относительно внутренней гильзы 530. Таким образом, поворот первого штуцера 480 в направлении 608е постепенно открывает подузел 430 регулятора потока, а поворот первого штуцера 480 в направлении 608f постепенно закрывает подузел 430 регулятора потока для достижения точной регулировки отверстия 470/550 и, тем самым, плавной регулировки потока охлаждающей текучей среды.
Как лучше всего видно на Фиг.11, может быть предусмотрено большое количество подузлов регулятора потока меньшего размера, таких как подузлы 609а и 609b регулятора потока, отнесенные к одному модулю 30. Назначение большого количества подузлов 609а и 609b регулятора потока меньшего размера одному модулю 30 предусматривает альтернативную конфигурацию для обеспечения потока охлаждающей текучей среды к модулю 30. Кроме того, назначение большого количества подузлов 609а и 609b регулятора потока меньшего размера отдельному или одному модулю 30 предусматривает возможность по существу управления распределением температуры в различных частях отдельного или одного модуля 30 топлива. Это возможно, поскольку поток текучей среды через каждый из подузлов 609а и 609b регулятора потока меньшего размера может быть управляем отдельно.
Со ссылкой на Фиг.12, 13, 14, 15 и 16 показан подузел 430 регулятора, потока в рабочем состоянии для регулирования или настройки потока охлаждающей текучей среды в модуль 30. Вместе подузел 430 регулятора потока и каретка 610 составляют узел управления потоком, в целом обозначенный номером позиции 615, как это описано более подробно ниже. Другими словами, узел 615 управления потоком содержит подузел 430 регулятора потока и каретка 610. В этой связи каретка 610 расположена под активной зоной 20 реактора, как, например, под нижней опорной пластиной 360 активной зоны, и может быть соединена или выполнена с возможностью соединения с подузлом 430 регулятора потока для регулировки подузла 430 регулятора потока. Регулировка подузла 430 регулятора потока изменяемым образом управляет потоком охлаждающей текучей среды в модуль 30, как уже упоминалось выше. Более того, каретка 610 при необходимости может переносить наружную гильзу 450 к модулю 30.
Со ссылкой на Фиг.13, 14, 15 и 16 будет теперь описана конструкция каретки 610. Каретка 610 содержит удлиненный поперечный элемент 620, охватывающий активную зону 20 реактора и предназначенный для поддержки большого количества выполненных с возможностью вертикального перемещения торцевых ключей 630. Каждый из торцевых ключей 630 имеет вал 700 и с возможностью перемещения расположен в гнезде 635 по причинам, раскрытым ниже. К противоположным концам поперечного элемента 620 присоединены, соответственно, первый двигатель 640А и второй двигатель 640В. Двигатели 640А и 640В поперечного элемента могут быть приведены в действие посредством устройства передач (не показано) с приводом от двигателя (также не показан). Такой двигатель может быть расположен с наружной стороны реактора 20, чтобы избежать воздействия коррозии и тепла от охлаждающей текучей среды, такой как жидкий натрий, который циркулирует через активную зону 20 реактора. Каждый из двигателей 640А и 640В поперечного элемента содержит по меньшей мере одно колесо, соответственно, 650А и 650В, которое обеспечивает возможность одновременного перемещения двигателей 640А и 640В поперечного элемента по соответствующим поперечно отстоящим друг от друга и параллельным направляющим 660а и 660b. Двигатели 640А и 640В поперечного элемента способны перемещаться или выполнены с возможностью перемещения поперечного элемента 620 вдоль направляющих 660а и 660b в любом из направлений, указанных стрелкой 663. К каждой из направляющих 660а и 660b может быть присоединена опора направляющих, соответственно, 665а и 665b, для поддержки направляющих 660а и 660b.
Со ссылкой на Фиг.13, 14, 15, 16, 17, 18 и 19 торцевые ключи 630 выполнены с возможностью вертикального возвратно-поступательного перемещения в гнезде 635 для вхождения во взаимодействия и выхода из взаимодействия с первым штуцером 480 наружной гильзы 450. В одном варианте выполнения каретки 610, ряды торцевых ключей 630 выполнены с возможностью приведения в действие направляющего винта, в целом обозначенного номером позиции 670. Направляющий винт 670 имеет ведущий винт 680, выполненный с возможностью взаимодействия посредством резьбы с наружной резьбой 690, окружающей вал 700, относящийся к каждому торцевому ключу 630. Ведущий винт 680 может быть приведен в действие механической приводной системой 705, содержащей механический привод 707, соединенный с ведущим винтом 680. Когда механический привод 707 приводит в действие ведущий винт 680, последний поворачивает или вращает вал 700 благодаря резьбовому взаимодействию винта 680 и наружной резьбы 690, окружающей вал 700. Поворот или вращение вала 700 приведет к повороту или вращению первого штуцера 480 на такую же величину, когда выемка 700А гексагональной формы в верхней части вала 700 входит во взаимодействие с первым штуцером 480 гексагональной формы, как показано на чертеже.
Со ссылкой на Фиг.15 и 16, теперь будет описан способ, используя который, каждый вал 700 выборочно поднимается и опускается. В этой связи удлиненное продолжение механического привода 708 с наружной резьбой взаимодействует с первой шестерней 709 для вращения первой шестерни 709 в любом из направлений, указанных изогнутыми стрелками 709а и 709b. Например, когда продолжение механического привода 708 перемещается в одном из направлений, указанных двунаправленной стрелкой 709с, первая шестерня 709 будет вращаться в первом направлении, например, в направлении стрелки 709а. С другой стороны, когда продолжение механического привода 708 перемещается в противоположном направлении, указанном двунаправленной стрелкой 709с, первая шестерня 709 будет вращаться во втором направлении, например в направлении стрелки 709b. Когда первая шестерня 709 вращается, например, в направлении стрелки 709а, самый центральный первый стержень 709d с наружной резьбой будет также вращаться на ту же самую величину, поскольку наружная резьба первого, стержня 709d посредством резьбы взаимодействует со внутренней резьбой (не показана), выполненной в центре первой шестерни 709. Вторая шестерня 709е имеет внутреннюю резьбу (не показана), выполненную в ее центре для взаимодействия посредством резьбы с наружной резьбой первого стержня 709d. Таким образом, когда первый стержень 709d поворачивается первой шестерней 709, вторая шестерня 709е будет перемещаться по первому стержню 709d благодаря резьбовому взаимодействию первого стержня 709d со второй шестерней 709е. Вторая шестерня 709е будет перемещаться по первому стержню 709d до тех пор, пока местоположение заранее заданного одного из валов 700 не будет достигнуто. Следует понимать, что шаг наружной резьбы или зубьев второй шестерни 709е такой, чтобы не создавать помех с шагом наружной резьбы, окружающей валы 700, так что перемещение второй шестерни 709е вдоль первого стержня 709е может быть осуществлено беспрепятственно. Также предусмотрена и третья шестерня 709f, по причинам, описанным далее. В связи с этим, третья шестерня 709f соединена с удлиненным вторым стержнем 709g и удлиненным третьим стержнем 709h, расположенным по обе стороны самого центрального первого стержня 709d и вблизи него. Третья шестерня 709f приводится в действие посредством ранее упомянутого продолжения механического привода 708, которое выполнено с возможностью перемещения из первого положения взаимодействия с первой шестерней 709 во второе положение взаимодействия с третьей шестерней 709f. Когда третья шестерня 709f вращается, второй стержень 709g и третий стержень 709h будут вращаться вокруг продольной оси первого стержень 709d для вращения второй шестерни 709е относительно продольной оси первого стержня 709d. Когда вторая шестерня 709е вращается, наружные резьбы второй шестерни 709е будут посредством резьбы взаимодействовать с наружной резьбой вала 700 для вертикального перемещения вала 700. Таким образом, торцевой ключ 630 перемещается либо вверх, либо вниз. Следует отметить, что продолжения механического привода 708 может быть заменено четвертой шестерней (не показана) или шкивом ремня (также не показано).
Со ссылкой на Фиг.17, 18 и 19, в другом варианте выполнения каретки 610 торцевые ключи 630 выполнены с возможностью индивидуального вращения и аксиального перемещения с помощью соответствующих одних из большого количества герметичных, реверсивных, первых электродвигателей 710, которые соединены с валами 700. Первые электродвигатели 710 герметичны и могут охлаждаться газом для защиты первых электродвигателей 710 от воздействия коррозии и тепла от охлаждающей текучей среды, которая может представлять собой жидкий натрий или смесь жидкого натрия. Первые электродвигатели 710 выполнены с возможностью выборочного вертикального перемещения валов 700. Двигатели 710 являются реверсивными в том смысле, что роторы электродвигателей 710 могут быть приведены в действие в первом направлении или во втором направлении, противоположном первому направлению, для перемещения валов 700, соответственно, либо вверх, либо вниз. Работа как механической системы 705 привода, так и двигателей 710 подходящим образом управляется с помощью контроллера или блока 720 управления, подсоединенным к ним. Каждый двигатель 710 может представлять собой специализированный серводвигатель постоянного тока, например, выпускаемый компанией ARC Systems, Incorporated, расположенной в городе Hauppauge, Нью-Йорк, США. Контроллер 720 может представлять собой специализированный контроллер двигателя, например, выпускаемый компанией Bodine Electric Company в Чикаго, штат Иллинойс, США. Согласно другому варианту выполнения, торцевые ключи 630 выполнены с возможностью индивидуального перемещения с помощью радиоприемопередатчика, который содержит большое количество герметичных, охлаждаемых газом, реверсивных вторых электродвигателей 730, которые индивидуально приводятся в действие по приему радиочастотного сигнала, переданного радиопередатчиком 740. Вторые электродвигатели 730 герметичны и могут иметь газовое охлаждение для защиты вторых электродвигателей 730 от воздействия коррозии и тепла, привносимого натриевой охлаждающей текучей средой. Блок питания для второго электродвигателя 730 может представлять собой аккумулятор или другое устройство питания (не показано). Вторые электродвигатели 730, которые выполнены с возможностью получения такого радиосигнала, и радиопередатчик 740 могут представлять собой специализированные двигатель и передатчик, выпускаемый компанией Myostat Motion Control, Incorporated, расположенной в Онтарио, Канада. Согласно другому варианту выполнения, торцевые ключи 630 выполнены с возможностью индивидуального перемещения при помощи волоконно-оптического передатчика-приемника, в целом обозначенного номером позиции 742, имеющего большое количество волоконно-оптических кабелей 745 для того, чтобы управлять реверсивным двигателем путем пропускания света.
Как лучше всего видно на Фиг.14, узел 615 управления потоком и таким образом подузел 430 регулятора потока, выполнены с возможностью работы в соответствии с или в ответ на рабочий параметр, связанный с модулем 30. В этой связи, по меньшей мере один датчик 750 может быть расположен в модуле 30, чтобы измерять статус рабочего параметра. Рабочий параметр, измеряемый датчиком 750, может представлять собой текущую температуру в модуле 30. В качестве альтернативы, рабочий параметр, измеряемый датчиком 750, может представлять собой предыдущую температуру в модуле 30. Для измерения температуры датчик 750 может представлять собой термопару или датчик температуры, который изготовляется компанией Thermocoax, Incorporated, расположенной в Alpharetta, штат Джорджия, США. В качестве другой альтернативы, рабочий параметр, измеряемый датчиком 750, может представлять собой поток нейтронов в модуле 30. Для измерения нейтронного потока датчик 750 может представлять собой "PN9EB20/25" пропорциональный счетчик нейтронного потока или тому подобное, как, например, изготовляемый компанией Centronic House, графство Суррей, Англия. В качестве другого примера рабочий параметр, измеряемый датчиком 750, может представлять собой характерный изотоп в модуле 30. Характерный изотоп может представлять собой продукт деления, активированный изотоп, преобразованный продукт, полученный размножением или другим характерным изотопом. Другим примером является то, что рабочий параметр, измеряемый датчиком 750, может представлять собой флюенс нейтронов в модуле 30 ядерного деления. Как хорошо известно в уровне техники, флюенс нейтронов определяется как поток нейтронов, интегрированный за определенный период времени, и представляет собой число нейтронов на единицу площади, которое прошло за это время. В качестве еще одного примера, рабочий параметр, измеряемый датчиком 750, может представлять собой давление в модуле ядерного давления, которое может представлять собой динамическое давление текучей среды приблизительно 10 баров (т.е. приблизительно 145 фунтов на квадратный дюйм) для иллюстративного охлаждаемого натрием реактора, или приблизительно 138 баров (т.е. приблизительно 2000 фунтов на квадратный дюйм) для иллюстративного реактора, охлаждаемого «легкой» водой под давлением при нормальной работе. В качестве альтернативы, давление в модуле ядерного давления, которое измеряется датчиком 750, может представлять собой статическое давление текучей среды или давление продуктов ядерного деления. Для того чтобы измерить либо динамическое, либо статическое давление в модуле 30, датчик 750 может представлять собой специализированный датчик давления, который может быть изготовлен компанией Kaman Measuring Systems, Incorporated, расположенной в Колорадо-Спрингс, штат Колорадо, США. В качестве другой альтернативы, датчик 750 может представлять собой подходящий расходомер, такой как "BLANCETT 1100 TURBINE FLOW METER", который может быть изготовлен компанией Instrumart, Incorporated, расположенной в Williston, штат Вермонт, США. Кроме того, рабочий параметр, измеряемый датчиком 750, может быть определены с помощью подходящего компьютерного алгоритма. Могут быть реализованы различные алгоритмы, включающие такие, как уравнение состояния идеального газа, PV=nRT, или известные алгоритмы, которые генерируют сигналы, указывающие на давление или температуру от прямого или косвенного измерения других свойств, таких как потоки, температуры, электрические или другие. В соответствии с еще одним примером, рабочий параметр может представлять собой действие, инициированное оператором. То есть подузел 430 регулятора потока выполнен с возможностью изменения в ответ на рабочий параметр, определенный человеком-оператором. Более того, подузел 430 регулятора потока выполнен с возможностью изменения в ответ на рабочий параметр, определенный соответствующим управлением обратной связи. Кроме того, подузел 430 регулятора потока выполнен с возможностью изменения в ответ на рабочий параметр, определенный автоматизированной системой управления. Также, подузел 430 регулятора потока выполнен с возможностью изменения в ответ на изменение остаточного тепла. В этом отношении остаточное тепло уменьшается в "хвосте" волны 290 горения (см. Фиг.4). Обнаружение наличия хвоста волны 290 горения используется для уменьшения расхода охлаждающей текучей среды с течением времени с учетом этого снижения остаточного тепла, имеющегося в хвосте волны 290 горения. Это, в частности, случай, когда модуль 30 ядерного деления размещается позади волны 290 горения. В этом случае подузел 430 регулятора потока учитывает изменения в выходе остаточного тепла модуля 30 ядерного деления, когда расстояние модуля 30 ядерного деления от волны 290 горения изменяется. Измерение статуса таких рабочих параметров может способствовать соответствующему управлению работой и модификации узла 615 управления потоком и, следовательно, управлению работой и модификации температуры в активной зоне 20 реактора.
Со ссылкой на Фиг.14, 15, 17, 18 и 19, из приведенного выше описания следует понимать, что подузел 430 регулятора потока является перестраиваемым, в соответствии с заранее заданным входом контроллера 720 и 740, так что контроллеры 720 и 740 в сочетании с подузлом 430 регулятора потока соответствующим образом управляют потоком текучей среды. То есть заранее заданный вход в контроллеры 720 и 740, является сигналом, созданным ранее упомянутым датчиком 750. Например, заранее заданный вход контроллеров 720 и 740 может представлять собой сигнал, созданный ранее упомянутыми термопарой или датчиком температуры. В качестве альтернативы, заранее заданный вход контроллеров 720 и 740 может представлять собой сигнал, созданный ранее упомянутым расходомером текучей среды. В качестве другой альтернативы, заранее заданный вход контроллеров 720 и 740 может представлять собой сигнал, созданный ранее упомянутым детектор нейтронного потока. В качестве другого примера, сигналы, получаемые от контроллеров 720 и 740, могут быть обработаны системами управления реактором (не показаны). Например, сигналы, создаваемые такой системой управления реактором, могут исходить от датчика или детектора и обрабатываются либо компьютером, либо оператором в комнате управления реактором, а затем переданы в каретку 610 таким образом, чтобы переместить поперечный элемент 620 и торцевые ключи 630 для приведения в действие подузла 430 регулятора потока.
Со ссылкой на Фиг.4, 10 и 14, специалисту должно быть понято, что на основе представленной в настоящем документе идеи изобретения, узел 615 управления потоком может быть выполнен с возможностью управления потоком или модуляции потока охлаждающей текучей среды, в соответствии с тем, когда бегущая волна 290 горения приходит в модуль 30 и/или уходит из модуля 30. Также, узел 615 управления потоком выполнен с возможностью управления или модуляции потока охлаждающей текучей среды, в соответствии с тем, когда бегущая волна 290 горения находится вблизи или в непосредственной близости от модуля 30. Узел 615 управления потоком также выполнен с возможностью управления или модуляции потока охлаждающей текучей среды, в соответствии с ранее упомянутой шириной "х" волны 290 горения. Приход и уход волны 290 горения, когда волна 290 горения проходит через модуль 30 ядерного деления, обнаруживается измерением любого из ранее упомянутых рабочих параметров. Например, узел 615 управления потоком выполнен с возможностью управления или модуляции потока охлаждающей текучей среды, в зависимости от мощности генерации тепла, измеряемой в модуле 30. Для специалистов в этой области техники должно быть очевидно, что в некоторых случаях входной сигнал в одиночку может управлять модификацией узла 615 управления потоком и связанного с ним потоком текучей среды в модуль 30.
Со ссылкой на Фиг.14 и 15, и как уже упоминалось ранее, узел 615 управления потоком выполнен с возможностью обеспечения изменяемого потока текучей среды в выбранный один из модулей 30 ядерного деления. Модуль 30 выбирается, основываясь на требуемых значениях для рабочих параметров (например, температуры) в модуле 30, по сравнению с фактическим значением рабочего параметра, который измеряется в модуле 30 ядерного деления. Как описано более подробно далее, поток текучей среды в модуль 30 корректируется для приведения фактического значения рабочего параметра в существенное согласие с требуемым значением для рабочего параметра. Для достижения этого результата, поперечный элемент 620, который принадлежит каретке 630, принудительно перемещается вдоль направляющих 660а и 660b одновременным приведением в действие двигателей 640А и 640В поперечного элемента. Когда поперечный элемент 620 перемещается вдоль направляющих 660а и 660b, он будет перемещаться под нижней опорной пластиной 360 активной зоны. Поперечный элемент 620 в конечном итоге останавливается в заранее заданном месте под нижней опорной пластиной 360 активной зоны в зависимости от фактического значения рабочего параметра, измеряемого датчиками 750 в модуле 30, по сравнению с требуемой величиной рабочего параметра для модуля 30, описанного более полно далее. Приведение в действие и степень перемещения двигателей 640А и 640В поперечного элемента может управляться подходящим контроллером, например, контроллерами 720 или 740. В связи с этим, контроллеры 720 или 740 остановят перемещение поперечного элемента 620, основываясь на расположении выбранного одного из большого количества модулей 30 ядерного деления. Как уже упоминалось выше, модуль 30, который должен быть откорректирован, может быть выбран на основе того, имеется ли существенное согласие между фактическим значением рабочего параметра, измеряемого датчиком 750, и значением рабочего параметра, требуемого для модуля 30 ядерного деления, или нет. Далее, выбранный один из большого количества шестиугольных торцевых ключей 630, принудительно перемещается вертикально вверх, чтобы состыковываться с первым гексагональным штуцером 480. После взаимодействия торцевого ключа 630 с первым штуцером 480 вал 700 начинает принудительно вращаться для того, чтобы повернуть торцевой ключ 630. Вал 700 начинает вращаться либо с помощью вышеупомянутого направляющего винта 670, первых электродвигателей 710 или вторых электродвигателей 730, которые соединены с контроллерами 720 или 740.
Со ссылкой на Фиг.7, 8, 8А, 8В, 8С, 8D, 8Е, 9, 10, 11, 12, 13, 14,15, 16, 17, 18 и 19, после взаимодействия с первым штуцером 480, поворот торцевого ключа 630 в первом направлении вызывает поворот первой или наружной гильзы 450 в том же первом направлении. Когда наружная гильза 450 поворачивается, наружная 450 гильза будет со скольжением аксиально подниматься по наружной части внутренней гильзы 530 благодаря резьбовому взаимодействию первого штуцера 480, принадлежащего наружной гильзе 450, и второго 560 штуцера, принадлежащего внутренней 530 гильзе. Когда наружная гильза 450 скользит вверх по внутренней гильзе 530, первые связки 460 первой гильзы 450 будет постепенно закрываться, покрываться, отключаться и иным образом блокировать вторые отверстия 550 внутренней гильзы 530, при этом вторые связки 540 внутренней гильзы 530 будут одновременно постепенно закрывать, покрывать, отключать и иным образом блокировать первые отверстия 470 наружной гильзы 530. Постепенное закрытие, покрытие, отключение и иным образом блокирование первых отверстий 470 и вторых отверстий 550 изменяемым образом уменьшает поток охлаждающей текучей среды через первые отверстия 470 и вторые отверстия 550. В этом случае вторые отверстия 550 и первые отверстия 470 могут быть заранее совмещены для обеспечения полного потока охлаждающей текучей среды через них. В качестве альтернативы, вторые отверстия 550 и первые отверстия 470 могут быть заранее совмещены для обеспечения частичного потока охлаждающей текучей среды через них.
Со ссылкой снова на Фиг.7, 8, 8А, 8В, 8С, 8D, 8Е, 9, 10, 11, 12, 13, 14, 15, 16, 17, 18 и 19, после взаимодействия с первым штуцером 480, поворот торцевого ключа 630 во втором направлении, противоположном первому направлению, вызывает поворот первой или наружной гильзы 450 во втором направлении. Когда наружная гильза 450 поворачивается, наружная 450 гильза будет со скольжением аксиально опускаться вдоль наружной части внутренней гильзы 530 благодаря резьбовому взаимодействию первого штуцера 480, принадлежащего наружной гильзе 450, и второго 560 штуцера, принадлежащего внутренней 530 гильзе. Когда наружная гильза 450 скользит вниз по внутренней гильзе 530, первые связки 460 первой гильзы 450 будет постепенно открывать, раскрывать, освобождать и иным образом разблокировать вторые отверстия 550 внутренней гильзы 530, при этом вторые связки 540 внутренней гильзы 530 будут одновременно постепенно открывать, раскрывать, освобождать и иным образом разблокировать первые отверстия 470 наружной гильзы 530. Постепенное открытие, раскрытие, освобождение и иным образом разблокирование первых отверстий 470 и вторых отверстий 550 изменяемым образом увеличивает поток охлаждающей текучей среды через первые отверстия 470 и вторые отверстия 550. В этом случае вторые отверстия 550 и первые отверстия 470 могут быть заранее смещены друг от друга для ограничения или предотвращения потока охлаждающей текучей среды через них. В качестве альтернативы, вторые 550 и первые 470 отверстия могут быть заранее частично смещены друг от друга для частичного ограничения или частичного предотвращения потока охлаждающей текучей среды через них.
Таким образом, благодаря использованию узла 615 управления потоком, который содержит подузел 430 регулятора потока и каретку 610, достигается изменяемый поток охлаждающей текучей среды на поочередной основе (например, каждая тепловыделяющая сборка по очереди). Это обеспечивает возможность изменения потока охлаждающей текучей среды через активную зону 20 реактора в соответствии с местом положения волны 290 горения или в соответствии с неравномерным распределением температуры в активной зоне 20 реактора.
ИЛЛЮСТРАТИВНЫЕ СПОСОБЫ
Теперь будут описаны иллюстративные способы, связанные с иллюстративными вариантами выполнения ядерного реактора деления и узла управления потоком.
Со ссылкой на Фиг.20А-20S, иллюстративные способы предназначены для управления ядерным реактором деления.
Со ссылкой теперь на Фиг.20А, иллюстративный способ 760 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 770. В блоке 780 способ включает создание по меньшей мере части бегущей волны горения в местоположении относительно модуля ядерного деления. В блоке 790 узлом управления потоком управляют для модуляции потока текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 800.
На Фиг.20В иллюстративный способ 810 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 820. В блоке 830 по меньшей мере часть бегущей волны горения создают в местоположении относительно модуля ядерного деления. В блоке 840 узлом управления потоком, который соединен с модулем ядерного деления, управляют для модуляции потока текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. В блоке 850 приводят в действие подузел регулятора потока. Выполнение способа прекращают в блоке 860.
На Фиг.20С другой иллюстративный способ 870 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 880. В блоке 890 по меньшей мере часть бегущей волны горения создают в местоположении относительно модуля ядерного деления. В блоке 900 узел управления потоком, который соединен с модулем ядерного деления, приводят в действие для модуляции потока текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. Подузел регулятора потока приводят в действие в блоке 910. В блоке 920 подузел регулятора потока работает в соответствии с рабочим параметром, связанным с модулем ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 930.
На Фиг.20D дальнейший иллюстративный способ 940 управления реактором ядерного деления начинают в блоке 950. В блоке 960 по меньшей мере часть бегущей волны горения создают в местоположении относительно модуля ядерного деления. В блоке 970 узел управления потоком, который соединен с модулем ядерного деления, работает для модуляции потока текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. Подузел регулятора потока приводят в действие в блоке 980. В блоке 990 подузел регулятора потока модифицируют в ответ на рабочий параметр, связанный с модулем ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 1000.
На Фиг.20Е другой иллюстративный способ 1010 управления реактором ядерного деления начинают в блоке 1020. По меньшей мере часть бегущей волны горения создают в местоположении относительно модуля ядерного деления в блоке 1030. В блоке 1040 узел управления потоком, который соединен с модулем ядерного деления, работает для модуляции потока текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. Подузел регулятора потока приводят в действие в блоке 1050. В блоке 1060 подузел регулятора потока перенастраивают в соответствии с заранее заданным входом в подузел регулятора потока. Выполнение способа прекращают в блоке 1070.
На Фиг.20F еще один иллюстративный способ 1080 управления реактором ядерного деления начинают в блоке 1090. По меньшей мере часть бегущей волны горения создают в местоположении относительно модуля ядерного деления в блоке 1100. В блоке 1110 узел управления потоком, который соединен с модулем ядерного деления, приводят в действие для модуляции потока текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. В блоке 1120 приводят в действие подузел регулятора потока. В блоке 1130 достигают управляемого сопротивления потоку. Выполнение способа прекращают в блоке 1140.
На Фиг.20G иллюстративный способ 1150 управления реактором ядерного деления начинают в блоке 1160. По меньшей мере часть бегущей волны горения создают в местоположении относительно модуля ядерного деления в блоке 1170. В блоке 1180 узел управления потоком, который соединен с модулем ядерного деления, приводят в действие для модуляции потока текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. В блоке 1190 приводят в действие подузел регулятора потока. В блоке 1200 вторую гильзу вставляют в первую гильзу, причем первая гильза имеет первое отверстие, а вторая гильза имеет второе отверстие, выполненное с возможностью совмещения с первым отверстием. Выполнение способа прекращают в блоке 1210.
На Фиг.20Н другой иллюстративный способ 1220 управления реактором ядерного деления начинают в блоке 1230. По меньшей мере часть бегущей волны горения создают в местоположении относительно модуля ядерного деления в блоке 1240. В блоке 1250 узел управления потоком, который соединен с модулем ядерного деления, приводят в действие для модуляции потока текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. В блоке 1260 приводят в действие подузел регулятора потока. В блоке 1270 приводят в действие каретку, которая соединена с подузлом регулятора потока. Выполнение способа прекращают в блоке 1280.
На Фиг.20I дополнительный иллюстративный способ 1290 управления реактором ядерного деления начинают в блоке 1300. По меньшей мере часть бегущей волны горения создают в местоположении относительно модуля ядерного деления в блоке 1310. В блоке 1320 узел управления потоком, который соединен с модулем ядерного деления, приводят в действие для модуляции потока текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. В блоке 1330 приводят в действие подузел регулятора потока. В блоке 1340 датчик температуры соединяют с модулем ядерного деления и подузлом регулятора потока. Выполнение способа прекращают в блоке 1350.
На Фиг.20J дальнейший иллюстративный способ 1360 управления реактором ядерного деления начинают в блоке 1370. По меньшей мере часть бегущей волны горения создают в местоположении относительно модуля ядерного деления в блоке 1380. В блоке 1390 узел управления потоком, который соединен с модулем ядерного деления, приводят в действие для модуляции потока текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. В блоке 1400 потоком текучей среды управляют в ответ на местоположение относительно местоположения модуля ядерного деления путем управления узлом управления потоком, в соответствии с тем, когда волна горения приходит в местоположение относительно местоположения модуля ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 1410.
На Фиг.20К еще один иллюстративный способ 1420 управления реактором ядерного деления начинают в блоке 1430. По меньшей мере часть бегущей волны горения создают в местоположении относительно модуля ядерного деления в блоке 1440. В блоке 1450 узел управления потоком, который соединен с модулем ядерного деления, приводят в действие для модуляции потока текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. В блоке 1460 потоком текучей среды управляют в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления путем управления узлом управления потоком в соответствии с тем, когда волна горения покидает местоположение относительно модуля ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 1470.
На Фиг.20L другой иллюстративный способ 1480 управления реактором ядерного деления начинают в блоке 1490. По меньшей мере часть бегущей волны горения создают в местоположении относительно модуля ядерного деления в блоке 1500. В блоке 1510 узел управления потоком, который соединен с модулем ядерного деления, модулируют для модуляции потока текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. В блоке 1520 потоком текучей среды управляют в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления путем управления узлом управления потоком в соответствии с тем, когда волна горения находится вблизи местоположения относительно модуля ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 1530.
На Фиг.20М иллюстративный способ 1540 управления реактором ядерного деления начинают в блоке 1550. По меньшей мере часть бегущей волны горения создают в местоположении относительно модуля ядерного деления в блоке 1560. В блоке 1570 узел управления потоком, который соединен с модулем ядерного деления, приводят в действие для модуляции потока текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. В блоке 1580 потоком текучей среды управляют в соответствии с шириной волны горения. Выполнение способа прекращают в блоке 1590.
На Фиг.20N иллюстративный способ 1600 управления реактором ядерного деления начинают в блоке 1610. По меньшей мере часть бегущей волны горения создают в местоположение относительно модуля ядерного деления в блоке 1620. В блоке 1630 узел управления потоком, который соединен с модулем ядерного деления, приводят в действие для модуляции потока текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. В блоке 1640 потоком текучей среды управляют путем управления узлом управления потоком, в зависимости от скорости генерации тепла в модуле ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 1650.
На Фиг.20O иллюстративный способ 1660 управления реактором ядерного деления начинают в блоке 1670. По меньшей мере часть бегущей волны горения создают в местоположении относительно модуля ядерного деления в блоке 1680. В блоке 1690 узел управления потоком, который соединен с модулем ядерного деления, приводят в действие для модуляции потока текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. В блоке 1700 потоком текучей среды управляют путем приведения в действие узла управления потоком, в зависимости от температуры в модуле ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 1710.
На Фиг.20Р иллюстративный способ 1720 управления реактором ядерного деления начинают в блоке 1730. По меньшей мере часть бегущей волны горения создают в местоположении относительно модуля ядерного деления в блоке 1740. В блоке 1750 узел управления потоком, который соединен с модулем ядерного деления, приводят в действие для модуляции потока текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. В блоке 1760 потоком текучей среды управляют путем приведения в действие узла управления потоком в соответствии с потоком нейтронов в модуле ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 1770.
На Фиг.20Q иллюстративный способ 1780 управления реактором ядерного деления начинают в блоке 1790. По меньшей мере часть бегущей волны горения создают в местоположении относительно модуля ядерного деления в блоке 1800. В блоке 1810 узел управления потоком, который соединен с модулем ядерного деления, приводят в действие для модуляции потока текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. В блоке 1820 по меньшей мере часть бегущей волны горения создают в местоположении относительно тепловыделяющей сборки реактора ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 1830.
На Фиг.20R иллюстративный способ 1840 управления реактором ядерного деления начинают в блоке 1850. По меньшей мере часть бегущей волны горения создают в местоположении относительно модуля ядерного деления в блоке 1860. В блоке 1870 узел управления потоком, который соединен с модулем ядерного деления, приводят в действие для модуляции потока текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. В блоке 1880 по меньшей мере часть бегущей волны горения создают в местоположении относительно узла ядерного воспроизводства. Выполнение способа прекращают в блоке 1890.
На Фиг.20S иллюстративный способ 1900 управления реактором ядерного деления начинают в блоке 1910. По меньшей мере часть бегущей волны горения создают в местоположении относительно модуля ядерного деления в блоке 1920. В блоке 1930 узел управления потоком, который соединен с модулем ядерного деления, приводят в действие для модуляции потока текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. В блоке 1940 по меньшей мере часть бегущей волны горения создают в местоположении относительно узла отражателя нейтронов. Выполнение способа прекращают в блоке 1950.
Со ссылкой на Фиг.21А-21Н, иллюстративные способы предназначены для сборки узла управления потоком, для использования в ядерном реакторе деления.
Со ссылкой теперь на Фиг.21А, иллюстративный способ 1960 сборки узла управления потоком для использования в ядерном реакторе деления начинают в блоке 1970. В блоке 1980 вставляют подузел регулятора потока. Выполнение способа прекращают в блоке 1990.
На Фиг.21В другой иллюстративный способ 2000 сборки узла управления потоком для использования в ядерном реакторе деления начинают в блоке 2010. В блоке 2020 вставляют каретку. Выполнение способа прекращают в блоке 2030.
На Фиг.21С другой иллюстративный способ 2040 сборки узла управления потоком для использования в ядерном реакторе деления начинают в блоке 2050. Подузел регулятора потока вставляют в блоке 2060. Первую гильзу, имеющую первое отверстие, вставляют в блоке 2070. В блоке 2080 вставляют вторую гильзу в первую гильзу, причем вторая гильза имеет второе отверстие, выполненное с возможностью совмещения с первым отверстием, при этом первая гильза выполнена с возможностью поворота для поворота первого отверстия в совмещение со вторым отверстием. В блоке 2090 каретку соединяют с подузлом регулятора потока. Выполнение способа прекращают в блоке 2100.
На Фиг.21D еще один иллюстративный способ 2110 сборки узла управления потоком для использования в ядерном реакторе деления начинают в блоке 2120. Подузел регулятора потока вставляют в блоке 2130. В блоке 2140 вставляют первую гильзу, имеющую первое отверстие. В блоке 2150 вторую гильзу вставляют в первую гильзу, причем вторая гильза имеет второе отверстие, выполненное с возможностью совмещения с первым отверстием. В блоке 2160 каретку соединяют с подузлом регулятора потока. В блоке 2170 каретку соединяют с подузлом регулятора потока так, чтобы каретка переносила подузел регулятора потока к тепловыделяющей сборке. Выполнение способа прекращают в блоке 2180.
На Фиг.21Е еще один иллюстративный способ 2190 сборки узла управления потоком для использования в ядерном реакторе деления начинают в блоке 2200. Подузел регулятора потока вставляют в блоке 2210. В блоке 2220 вставляют первую гильзу, имеющую первое отверстие. В блоке 2230 вторую гильзу вставляют в первую гильзу, причем вторая гильза имеет второе отверстие, выполненное с возможностью совмещения с первым отверстием. В блоке 2240 каретку соединяют с подузлом регулятора потока. В блоке 2250 каретку соединяют с подузлом регулятора потока так, чтобы каретка приводилась в действие направляющим винтом. Выполнение способа прекращают в блоке 2260.
На Фиг.21F иллюстративный способ 2270 сборки узла управления потоком для использования в ядерном реакторе деления начинают в блоке 2280. Подузел регулятора потока вставляют в блоке 2290. Первую гильзу, имеющую первое отверстие, вставляют в блоке 2300. В блоке 2310 вторую гильзу вставляют в первую гильзу, причем вторая гильза имеет второе отверстие, выполненное с возможностью совмещения с первым отверстием, и при этом первая гильза выполнена с возможностью поворота для поворота первого отверстия в совмещение со вторым отверстием. В блоке 2320 каретку соединяют с подузлом регулятора потока. В блоке 2330 каретку соединяют так, что каретка приводилась в действие реверсивным двигателем. Выполнение способа прекращают в блоке 2340.
На Фиг.21G иллюстративный способ 2350 сборки узла управления потоком для использования в ядерном реакторе деления начинают в блоке 2360. Подузел регулятора потока вставляют в блоке 2370. Первую гильзу, имеющую первое отверстие, вставляют в блоке 2380. В блоке 2390 вторую гильзу вставляют в первую гильзу, причем вторая гильза имеет второе отверстие, выполненное с возможностью совмещения с первым отверстием, и при этом первая гильза выполнена с возможностью поворота для поворота первого отверстия в совмещение со вторым отверстием. В блоке 2400 каретку соединяют с подузлом регулятора потока. В блоке 2410 каретку соединяют так, что кареткой, по меньшей мере частично, управлялась радио приемопередатчиком, который приводит в действие реверсивный двигатель. Выполнение способа прекращают в блоке 2415.
На Фиг.21Н иллюстративный способ 2420 сборки узла управления потоком для использования в ядерном реакторе деления начинают в блоке 2430. Подузел регулятора потока вставляют в блоке 2440. Первую гильзу, имеющую первое отверстие, вставляют в блоке 2450. В блоке 2460 вторую гильзу вставляют в первую гильзу, причем вторая гильза имеет второе отверстие, выполненное с возможностью совмещения с первым отверстием, и при этом первая гильза выполнена с возможностью поворота для поворота первого отверстия в совмещение со вторым отверстием. В блоке 2470 каретку соединяют с подузлом регулятора потока. В блоке 2480 каретку соединяют так, что кареткой, по меньшей мере частично, управляют волоконно-оптическим приемопередатчиком, который приводит в действие реверсивный двигатель. Выполнение способа прекращают в блоке 2490.
Специалисту 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.
В качестве альтернативы, специалистам будет понятно, 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 варианты выполнения раскрытого настоящего предмета изобретения, специалистам 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 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 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, должны 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 следует понимать, что описанные в формуле изобретения операции в целом могут быть выполнены в любом порядке. В качестве альтернативы, 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, переставление местами, инкремент, подготовку, дополнение, одновременность, обратный порядок или другой вариант упорядочения, если контекст не диктует иное. В качестве альтернативы, 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 этом документе был представлен ядерный реактор деления, узел управления текучей средой, способы для них и система узла управления потоком.
Несмотря на то, что в настоящем документе были описаны различные варианты выполнения и аспекты, другие варианты выполнения и аспекты будут очевидны специалистам. Например, горизонтально расположенная пластина с отверстиями может быть заменена подузлом регулятора потока, причем пластина с отверстиями имеет большое количество проходящих через нее отверстий. Большое количество индивидуально приводимых в действие затворов будет связано с соответствующими отверстиями, при этом затворы выполнены с возможностью постепенного открытия и закрытия отверстий для управления или модуляцией потока охлаждающей текучей среды к модулю ядерного деления.
Кроме того, из представленной здесь идеи изобретения следует понимать, что, в отличие от устройств, раскрытых в патентах предшествующего уровня техники, приведенных выше, узел управления потоком и система, выполненных в соответствии с настоящим изобретением, динамически изменяют количество текучей среды, обеспечивает возможность устранения зависимости от различных и точно представленных свойств роста конструкционных материалов, вызванных нейтронами, для управления потоком текучей среды, и может, по мере необходимости, динамически изменяться во время работы реактора.
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 (54)
1. Ядерный реактор деления, содержащий:
(A) модуль ядерного деления, выполненный с возможностью создания по меньшей мере части бегущей волны горения в местоположении относительно этого модуля ядерного деления, и
(B) узел управления потоком, выполненный с возможностью соединения с указанным модулем ядерного деления и с возможностью модуляции потока текучей среды в ответ на бегущую волну горения в местоположении относительно указанного модуля ядерного деления,
причем указанный узел управления потоком содержит подузел регулятора потока, имеющий управляемое проточное отверстие и выполненный с возможностью достижения управляемого сопротивления потоку.
(A) модуль ядерного деления, выполненный с возможностью создания по меньшей мере части бегущей волны горения в местоположении относительно этого модуля ядерного деления, и
(B) узел управления потоком, выполненный с возможностью соединения с указанным модулем ядерного деления и с возможностью модуляции потока текучей среды в ответ на бегущую волну горения в местоположении относительно указанного модуля ядерного деления,
причем указанный узел управления потоком содержит подузел регулятора потока, имеющий управляемое проточное отверстие и выполненный с возможностью достижения управляемого сопротивления потоку.
2. Ядерный реактор деления по п.1, в котором указанный подузел регулятора потока выполнен с возможностью приведения в действие в ответ на рабочий параметр, связанный с указанным модулем ядерного деления.
3. Ядерный реактор деления по п.2, в котором рабочий параметр, связанный с указанным модулем ядерного деления, представляет собой текущую температуру в указанном модуле ядерного деления.
4. Ядерный реактор деления по п.2, в котором рабочий параметр, связанный с указанным модулем ядерного деления, представляет собой предыдущую температуру в указанном модуле ядерного деления.
5. Ядерный реактор деления по п.2, в котором рабочий параметр, связанный с указанным модулем ядерного деления, представляет собой поток нейтронов в указанном модуле ядерного деления.
6. Ядерный реактор деления по п.2, в котором рабочий параметр, связанный с указанным модулем ядерного деления, представляет собой флюенс нейтронов в указанном модуле ядерного деления.
7. Ядерный реактор деления по п.2, в котором рабочий параметр, связанный с указанным модулем ядерного деления, представляет собой характерный изотоп в указанном модуле ядерного деления.
8. Ядерный реактор деления по п.2, в котором рабочий параметр, связанный с указанным модулем ядерного деления, представляет собой давление в указанном модуле ядерного деления.
9. Ядерный реактор деления по п.2, в котором рабочий параметр, связанный с указанным модулем ядерного деления, представляет собой скорость потока текучей среды в указанном модуле ядерного деления.
10. Ядерный реактор деления по п.1, в котором указанный подузел регулятора потока выполнен с возможностью изменения в ответ на рабочий параметр, связанный с указанным модулем ядерного деления.
11. Ядерный реактор деления по п.10, в котором изменение в ответ на рабочий параметр определяется управлением с обратной связью.
12. Ядерный реактор деления по п.10, в котором изменение в ответ на рабочий параметр определяется человеком-оператором.
13. Ядерный реактор деления по п.10, в котором изменение в ответ на рабочий параметр определяется компьютерным алгоритмом.
14. Ядерный реактор деления по п.10, в котором изменение в ответ на рабочий параметр определяется автоматизированной системой управления.
15. Ядерный реактор деления по п.10, в котором изменение в ответ на рабочий параметр определяется изменением остаточного тепла.
16. Ядерный реактор деления по п.1, в котором указанный подузел регулятора потока выполнен с возможностью перестройки в соответствии с заданным входным сигналом в указанный подузел регулятора потока.
17. Ядерный реактор деления по п.16, в котором заданный входной сигнал в указанный подузел регулятора потока представляет собой сигнал, реагирующий на датчик температуры.
18. Ядерный реактор деления по п.16, в котором заданный входной сигнал в указанный подузел регулятора потока представляет собой сигнал, создаваемый системой управления реактором.
19. Ядерный реактор деления по п.16, в котором заданный входной сигнал в указанный подузел регулятора потока представляет собой сигнал, реагирующий на датчик потока текучей среды.
20. Ядерный реактор деления по п.16, в котором заданный входной сигнал в указанный подузел регулятора потока представляет собой сигнал, реагирующий на детектор нейтронного потока.
21. Ядерный реактор деления по п.1, в котором указанный подузел регулятора потока содержит первую гильзу и вторую гильзу, выполненную с возможностью вставления в указанную первую гильзу, причем первая гильза имеет первое отверстие, а вторая гильза имеет второе отверстие, выполненное с возможностью совмещения с по меньшей мере частью первого отверстия.
22. Ядерный реактор деления по п.1, в котором указанный узел управления потоком дополнительно содержит каретку, выполненную с возможностью соединения с указанным подузлом регулятора потока.
23. Ядерный реактор деления по п.1, дополнительно содержащий датчик температуры, выполненный с возможностью соединения с указанным модулем ядерного деления и указанным подузлом регулятора потока.
24. Ядерный реактор деления по п.1, в котором указанный узел управления потоком выполнен с возможностью управления потоком текучей среды в соответствии с тем, когда волна горения приходит в местоположение относительно модуля ядерного деления.
25. Ядерный реактор деления по п.1, в котором указанный узел управления потоком выполнен с возможностью управления потоком текучей среды в соответствии с тем, когда волна горения покидает местоположение относительно модуля ядерного деления.
26. Ядерный реактор деления по п.1, в котором указанный узел управления потоком выполнен с возможностью управления потоком текучей среды в соответствии с тем, когда волна горения находится вблизи местоположения относительно модуля ядерного деления.
27. Ядерный реактор деления по п.1, в котором указанный узел управления потоком выполнен с возможностью управления потоком текучей среды в зависимости от ширины волны горения.
28. Ядерный реактор деления по п.1, в котором указанный узел управления потоком выполнен с возможностью управления потоком текучей среды в зависимости от скорости выделения тепла в указанном модуле ядерного деления.
29. Ядерный реактор деления по п.1, в котором указанный узел управления потоком выполнен с возможностью управления потоком текучей среды в зависимости от температуры в указанном модуле ядерного деления.
30. Ядерный реактор деления по п.1, в котором указанный узел управления потоком выполнен с возможностью управления потоком текучей среды в зависимости от нейтронного потока в указанном модуле ядерного деления.
31. Ядерный реактор деления по п.1, в котором
(а) указанный модуль ядерного деления способен иметь зависящее от температуры изменение реактивности, и
(б) указанный узел управления потоком по меньшей мере частично выполнен с возможностью управления зависящего от температуры изменения реактивности в модуле ядерного деления.
(а) указанный модуль ядерного деления способен иметь зависящее от температуры изменение реактивности, и
(б) указанный узел управления потоком по меньшей мере частично выполнен с возможностью управления зависящего от температуры изменения реактивности в модуле ядерного деления.
32. Ядерный реактор деления по п.1, в котором модуль ядерного деления содержит тепловыделяющую сборку ядерного деления.
33. Ядерный реактор деления по п.1, в котором модуль ядерного деления содержит узел ядерного воспроизводства.
34. Ядерный реактор деления по п.1, в котором модуль ядерного деления содержит узел отражателя нейтронов.
35. Ядерный реактор, содержащий:
(а) теплогенерирующую тепловыделяющую сборку ядерного деления, выполненную с возможностью создания по меньшей мере части бегущей волны горения в местоположении относительно указанной тепловыделяющей сборки ядерного деления; и
(б) узел управления потоком, выполненный с возможностью соединения с тепловыделяющей сборкой ядерного деления и способный модулировать поток текучей среды в ответ на бегущую волну горения в местоположении относительно указанной тепловыделяющей сборки ядерного деления,
причем указанный узел управления потоком содержит регулируемый подузел регулятора потока, выполненный с возможностью размещения в потоке текучей среды, имеющий управляемое проточное отверстие и выполненный с возможностью достижения управляемого сопротивления потоку.
(а) теплогенерирующую тепловыделяющую сборку ядерного деления, выполненную с возможностью создания по меньшей мере части бегущей волны горения в местоположении относительно указанной тепловыделяющей сборки ядерного деления; и
(б) узел управления потоком, выполненный с возможностью соединения с тепловыделяющей сборкой ядерного деления и способный модулировать поток текучей среды в ответ на бегущую волну горения в местоположении относительно указанной тепловыделяющей сборки ядерного деления,
причем указанный узел управления потоком содержит регулируемый подузел регулятора потока, выполненный с возможностью размещения в потоке текучей среды, имеющий управляемое проточное отверстие и выполненный с возможностью достижения управляемого сопротивления потоку.
36. Ядерный реактор деления по п.35, в котором указанный регулируемый подузел регулятора потока выполнен с возможностью приведения в действие в ответ на рабочий параметр, связанный с указанной тепловыделяющей сборкой ядерного деления.
37. Ядерный реактор деления по п.36, в котором рабочий параметр, связанный с указанной тепловыделяющей сборкой ядерного деления, представляет собой текущую температуру в указанной тепловыделяющей сборке ядерного деления.
38. Ядерный реактор деления по п.36, в котором рабочий параметр, связанный с указанной тепловыделяющей сборкой ядерного деления, представляет собой флюенс нейтронов в указанной тепловыделяющей сборке ядерного деления.
39. Ядерный реактор деления по п.36, в котором рабочий параметр, связанный с указанной тепловыделяющей сборкой ядерного деления, представляет собой характерный изотоп в указанной тепловыделяющей сборке ядерного деления.
40. Ядерный реактор деления по п.36, в котором рабочий параметр, связанный с указанной тепловыделяющей сборкой ядерного деления, представляет собой давление в указанной тепловыделяющей сборке ядерного деления.
41. Ядерный реактор деления по п.36, в котором рабочий параметр, связанный с указанной тепловыделяющей сборкой ядерного деления, представляет собой скорость потока текучей среды в указанной тепловыделяющей сборке ядерного деления.
42. Ядерный реактор деления по п.35, в котором указанный регулируемый подузел регулятора потока выполнен с возможностью перенастройки в соответствии с заданным входным сигналом в указанный регулируемый подузел регулятора потока.
43. Ядерный реактор деления по п.42, в котором заданный входной сигнал в указанный регулируемый подузел регулятора потока представляет собой сигнал, реагирующий на датчик температуры.
44. Ядерный реактор деления по п.42, в котором заданный входной сигнал в указанный регулируемый подузел регулятора потока представляет собой сигнал, реагирующий на систему управления реактором.
45. Ядерный реактор деления по п.42, в котором заданный входной сигнал в указанный регулируемый подузел регулятора потока представляет собой сигнал, реагирующий на скорость потока текучей среды.
46. Ядерный реактор деления по п.42, в котором заданный входной сигнал в указанный регулируемый подузел регулятора потока представляет собой сигнал, создаваемый детектором нейтронного потока.
47. Ядерный реактор деления по п.35, в котором указанный узел управления потоком содержит каретку, выполненную с возможностью соединения с указанным регулируемым подузлом регулятора потока.
48. Ядерный реактор деления по п.35, в котором указанный узел управления потоком выполнен с возможностью управления потоком текучей среды в соответствии с тем, когда волна горения приходит в местоположение относительно указанной тепловыделяющей сборки ядерного деления.
49. Ядерный реактор деления по п.35, в котором указанный узел управления потоком выполнен с возможностью управления потоком текучей среды в соответствии с тем, когда волна горения покидает местоположение относительно указанной тепловыделяющей сборки ядерного деления.
50. Ядерный реактор деления по п.35, в котором указанный узел управления потоком выполнен с возможностью управления потоком текучей среды в соответствии с тем, когда волна горения находится вблизи местоположения относительно указанной тепловыделяющей сборки ядерного деления.
51. Ядерный реактор деления по п.35, в котором указанный узел управления потоком выполнен с возможностью управления потоком текучей среды в соответствии с шириной волны горения.
52. Ядерный реактор деления по п.35, в котором указанный узел управления потоком выполнен с возможностью управления потоком текучей среды в соответствии со скоростью тепловыделения в указанной тепловыделяющей сборке.
53. Ядерный реактор деления по п.35, в котором указанный узел управления потоком выполнен с возможностью управления потоком текучей среды в зависимости от температуры в указанной тепловыделяющей сборке.
54. Ядерный реактор деления по п.35, в котором указанный узел управления потоком выполнен с возможностью управления потоком текучей среды в зависимости от нейтронного потока в указанной тепловыделяющей сборке.
Applications Claiming Priority (9)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US12/386,495 | 2009-04-16 | ||
| US12/386,495 US8320513B2 (en) | 2009-04-16 | 2009-04-16 | Nuclear fission reactor, flow control assembly, methods therefor and a flow control assembly system |
| US12/460,160 US20100266088A1 (en) | 2009-04-16 | 2009-07-13 | Nuclear fission reactor, flow control assembly, methods therefor and a flow control assembly system |
| US12/460,157 | 2009-07-13 | ||
| US12/460,159 US20100266087A1 (en) | 2009-04-16 | 2009-07-13 | Nuclear fission reactor, flow control assembly, methods therefor and a flow control assembly system |
| US12/460,157 US8369474B2 (en) | 2009-04-16 | 2009-07-13 | Nuclear fission reactor, flow control assembly, methods therefor and a flow control assembly system |
| US12/460,160 | 2009-07-13 | ||
| US12/460,159 | 2009-07-13 | ||
| PCT/US2010/001129 WO2010141048A1 (en) | 2009-04-16 | 2010-04-16 | A nuclear fission reactor, flow control assembly, methods therefor and a flow control assembly system |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2011143967A RU2011143967A (ru) | 2013-05-27 |
| RU2531359C2 true RU2531359C2 (ru) | 2014-10-20 |
Family
ID=43050323
Family Applications (4)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2011143980/07A RU2532530C2 (ru) | 2009-04-16 | 2010-04-16 | Ядерный реактор деления, содержащий узел управления потоком |
| RU2011143967/07A RU2531359C2 (ru) | 2009-04-16 | 2010-04-16 | Ядерный реактор деления, узел управления потоком, связанные с ними способы и система узла управления потоком |
| RU2011143982/07A RU2537690C2 (ru) | 2009-04-16 | 2010-04-16 | Ядерный реактор деления, содержащий узел управления потоком |
| RU2011143981/07A RU2515501C2 (ru) | 2009-04-16 | 2010-04-16 | Узел управления потоком ядерного реактора деления |
Family Applications Before (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2011143980/07A RU2532530C2 (ru) | 2009-04-16 | 2010-04-16 | Ядерный реактор деления, содержащий узел управления потоком |
Family Applications After (2)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2011143982/07A RU2537690C2 (ru) | 2009-04-16 | 2010-04-16 | Ядерный реактор деления, содержащий узел управления потоком |
| RU2011143981/07A RU2515501C2 (ru) | 2009-04-16 | 2010-04-16 | Узел управления потоком ядерного реактора деления |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| KR (4) | KR101690349B1 (ru) |
| CN (4) | CN102460595B (ru) |
| RU (4) | RU2532530C2 (ru) |
| WO (4) | WO2010129011A1 (ru) |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103106930B (zh) * | 2013-02-04 | 2016-01-20 | 中国核动力研究设计院 | 超临界水冷堆燃料组件 |
| RU2682662C2 (ru) * | 2014-12-31 | 2019-03-20 | ТерраПауэр, ЭлЭлСи | Система управления реактивностью путем смещения потока |
| CN108352200B (zh) * | 2015-09-30 | 2021-11-09 | 泰拉能源公司 | 用于动态能谱迁移的中子反射体组件 |
| 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 |
| CN112185598B (zh) * | 2020-09-30 | 2022-02-01 | 中国核动力研究设计院 | 一种堆叠型流量分配装置及分配结构 |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4412968A (en) * | 1981-08-28 | 1983-11-01 | Sridhar Bettadapur N | Nuclear reactor control apparatus |
| RU2102797C1 (ru) * | 1996-09-03 | 1998-01-20 | Сибирский химический комбинат | Способ регулирования энерговыделения ядерного реактора |
Family Cites Families (35)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3361637A (en) * | 1968-01-02 | Atomic Energy Commission | Shutter device for nuclear reactor core | |
| CH437859A (fr) * | 1963-10-22 | 1967-06-15 | Commissariat Energie Atomique | Installation spectrométrique de résonance paramagnétique électronique pour réacteurs nucléaires |
| US3867253A (en) * | 1968-02-06 | 1975-02-18 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactors |
| US3660230A (en) * | 1968-11-26 | 1972-05-02 | Gen Electric | Nuclear reactor control system |
| US3660231A (en) * | 1968-11-26 | 1972-05-02 | Gen Electric | Steam cooled nuclear reactor |
| US3804711A (en) * | 1970-10-20 | 1974-04-16 | Nuclear Power Group Ltd | Nuclear reactor |
| UST920002I4 (en) * | 1972-08-23 | 1974-03-05 | Variable plow control for a nuclear reactor control rod | |
| US4431028A (en) * | 1981-04-06 | 1984-02-14 | Smith International, Inc. | Multiple orifice valve with low volume flow control |
| FR2627321B1 (fr) * | 1988-02-11 | 1992-08-14 | Framatome Sa | Equipements internes superieurs de reacteur nucleaire muni d'un dispositif de separation des debits |
| US5198185A (en) * | 1991-04-23 | 1993-03-30 | Church John P | Nuclear reactor flow control method and apparatus |
| RU2071130C1 (ru) * | 1993-03-22 | 1996-12-27 | Опытное конструкторское бюро машиностроения | Ядерный реактор |
| US5531270A (en) * | 1995-05-04 | 1996-07-02 | Atlantic Richfield Company | Downhole flow control in multiple wells |
| US5984262A (en) * | 1996-07-31 | 1999-11-16 | Arichell Technologies, Inc. | Object-sensor-based flow-control system employing fiber-optic signal transmission |
| US6041857A (en) * | 1997-02-14 | 2000-03-28 | Baker Hughes Incorporated | Motor drive actuator for downhole flow control devices |
| EP0862185A1 (en) * | 1997-02-28 | 1998-09-02 | Siemens Power Corporation | Water channel flow control in a nuclear fuel assembly |
| RU2126999C1 (ru) * | 1997-05-30 | 1999-02-27 | Центр комплексного развития технологии энерготехнологических систем "Кортэс" | Активная зона водоводяного энергетического реактора |
| HUP0301807A2 (hu) * | 1999-05-21 | 2003-09-29 | Paul M. Brown | Fżtżberendezés és eljárás energia kinyerésére kiégett nukleáris hulladékból |
| US6844561B1 (en) * | 2001-11-01 | 2005-01-18 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Rotating aperture system |
| US20080069289A1 (en) * | 2002-09-16 | 2008-03-20 | Peterson Otis G | Self-regulating nuclear power module |
| US20040141578A1 (en) * | 2003-01-16 | 2004-07-22 | Enfinger Arthur L. | Nuclear fusion reactor and method |
| FR2853947B1 (fr) * | 2003-04-18 | 2006-02-10 | Velan S A S | Dispositif a clapet de regulation du debit d'un fluide |
| US20070002996A1 (en) * | 2004-06-30 | 2007-01-04 | Richard Neifeld | Tabletop nuclear fusion generator |
| US7521007B1 (en) * | 2004-10-04 | 2009-04-21 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Methods and apparatuses for the development of microstructured nuclear fuels |
| AU2007240367B2 (en) * | 2006-04-21 | 2011-04-07 | Shell Internationale Research Maatschappij B.V. | High strength alloys |
| RU2316067C1 (ru) * | 2006-06-13 | 2008-01-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч" | Ядерный энергетический реактор на тепловых нейтронах с твердым теплоносителем |
| CN101090006B (zh) * | 2006-06-16 | 2010-11-17 | 中国核动力研究设计院 | 板翅型核燃料组件 |
| US7860207B2 (en) * | 2006-11-28 | 2010-12-28 | The Invention Science Fund I, Llc | Method and system for providing fuel in a nuclear reactor |
| 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 |
| US20090080588A1 (en) * | 2006-11-28 | 2009-03-26 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | 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 |
| US9230695B2 (en) * | 2006-11-28 | 2016-01-05 | Terrapower, Llc | Nuclear fission igniter |
| US20090080587A1 (en) * | 2006-11-28 | 2009-03-26 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Nuclear fission igniter |
| US9275759B2 (en) * | 2006-11-28 | 2016-03-01 | Terrapower, Llc | Modular nuclear fission reactor |
| US7577230B2 (en) * | 2006-12-22 | 2009-08-18 | Global Nuclear Fuel-Americas, Llc | Fuel support and method for modifying coolant flow in a nuclear reactor |
| CN201122442Y (zh) * | 2007-11-30 | 2008-09-24 | 中国核动力研究设计院 | 核电站工艺贯穿件密封性能一体化检测装置 |
-
2010
- 2010-04-16 WO PCT/US2010/001124 patent/WO2010129011A1/en active Application Filing
- 2010-04-16 KR KR1020117026071A patent/KR101690349B1/ko active IP Right Grant
- 2010-04-16 CN CN201080027018.0A patent/CN102460595B/zh active Active
- 2010-04-16 KR KR1020117026410A patent/KR101681793B1/ko active IP Right Grant
- 2010-04-16 WO PCT/US2010/001129 patent/WO2010141048A1/en active Application Filing
- 2010-04-16 RU RU2011143980/07A patent/RU2532530C2/ru active
- 2010-04-16 CN CN201080027030.1A patent/CN102804283B/zh active Active
- 2010-04-16 KR KR1020117026402A patent/KR101690350B1/ko active IP Right Grant
- 2010-04-16 RU RU2011143967/07A patent/RU2531359C2/ru active
- 2010-04-16 WO PCT/US2010/001155 patent/WO2010132084A2/en active Application Filing
- 2010-04-16 KR KR1020117026257A patent/KR101668895B1/ko active IP Right Grant
- 2010-04-16 RU RU2011143982/07A patent/RU2537690C2/ru active
- 2010-04-16 CN CN201080027017.6A patent/CN102460594B/zh active Active
- 2010-04-16 CN CN201080027016.1A patent/CN102460591B/zh active Active
- 2010-04-16 RU RU2011143981/07A patent/RU2515501C2/ru active
- 2010-04-16 WO PCT/US2010/001130 patent/WO2010132081A1/en active Application Filing
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4412968A (en) * | 1981-08-28 | 1983-11-01 | Sridhar Bettadapur N | Nuclear reactor control apparatus |
| RU2102797C1 (ru) * | 1996-09-03 | 1998-01-20 | Сибирский химический комбинат | Способ регулирования энерговыделения ядерного реактора |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN102460595B (zh) | 2014-09-24 |
| KR20110138268A (ko) | 2011-12-26 |
| CN102804283A (zh) | 2012-11-28 |
| KR101668895B1 (ko) | 2016-10-24 |
| WO2010132084A2 (en) | 2010-11-18 |
| CN102460595A (zh) | 2012-05-16 |
| WO2010132084A3 (en) | 2011-01-27 |
| WO2010129011A1 (en) | 2010-11-11 |
| WO2010141048A1 (en) | 2010-12-09 |
| KR20120017031A (ko) | 2012-02-27 |
| KR101690349B1 (ko) | 2016-12-27 |
| CN102460591B (zh) | 2014-09-24 |
| CN102460594A (zh) | 2012-05-16 |
| RU2011143981A (ru) | 2013-05-27 |
| RU2537690C2 (ru) | 2015-01-10 |
| KR101681793B1 (ko) | 2016-12-01 |
| RU2532530C2 (ru) | 2014-11-10 |
| KR101690350B1 (ko) | 2016-12-27 |
| CN102460594B (zh) | 2015-02-18 |
| RU2011143982A (ru) | 2013-05-27 |
| CN102804283B (zh) | 2016-01-13 |
| RU2515501C2 (ru) | 2014-05-10 |
| CN102460591A (zh) | 2012-05-16 |
| WO2010132081A1 (en) | 2010-11-18 |
| RU2011143980A (ru) | 2013-05-27 |
| RU2011143967A (ru) | 2013-05-27 |
| KR20120006534A (ko) | 2012-01-18 |
| KR20110138265A (ko) | 2011-12-26 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US10839965B2 (en) | Nuclear fission reactor, flow control assembly, methods therefor and a flow control assembly system | |
| US10186333B2 (en) | Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of utilizing control rods to control burnfront | |
| US20100254501A1 (en) | Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein | |
| RU2531359C2 (ru) | Ядерный реактор деления, узел управления потоком, связанные с ними способы и система узла управления потоком | |
| US8369474B2 (en) | Nuclear fission reactor, flow control assembly, methods therefor and a flow control assembly system | |
| US20100266087A1 (en) | Nuclear fission reactor, flow control assembly, methods therefor and a flow control assembly system | |
| US20110075786A1 (en) | Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system | |
| US9275760B2 (en) | Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system | |
| US9221093B2 (en) | Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system | |
| CN103237996B (zh) | 用于调节导电流体的流动的电磁流动调节器、系统及方法 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PC41 | Official registration of the transfer of exclusive right |
Effective date: 20150429 |