RU2557563C9 - Methods and systems for displacement of fuel elements in nuclear reactor - Google Patents
Methods and systems for displacement of fuel elements in nuclear reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2557563C9 RU2557563C9 RU2012120916/07A RU2012120916A RU2557563C9 RU 2557563 C9 RU2557563 C9 RU 2557563C9 RU 2012120916/07 A RU2012120916/07 A RU 2012120916/07A RU 2012120916 A RU2012120916 A RU 2012120916A RU 2557563 C9 RU2557563 C9 RU 2557563C9
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- places
- nuclear fission
- dimension
- measurement
- fuel subassemblies
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
- G21C19/205—Interchanging of fuel elements in the core, i.e. fuel shuffling
-
- 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 refueling, 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
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/001—Computer implemented control
-
- 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
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
ОБЛАСТЬ, К КОТОРОЙ ОТНОСИТСЯ ИЗОБРЕТЕНИЕFIELD OF THE INVENTION
Настоящее изобретение относится к способам и системам для перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе деления.The present invention relates to methods and systems for moving fuel assemblies in a nuclear fission reactor.
ПЕРЕКРЕСТНЫЕ ССЫЛКИ НА РОДСТВЕННЫЕ ЗАЯВКИCROSS RELATIONS TO RELATED APPLICATIONS
Настоящая заявка относится (и притязает на преимущества от них) к самой ранней имеющейся действительной дате (датам) подачи следующих перечисленных заявок (далее по тексту именуемых «Родственными Заявками») (например, притязает на самые ранние имеющиеся даты приоритета для других заявок на патент, кроме предварительных, или притязает на преимущества в соответствии с 35 USC §119(e) для предварительных заявок на патент, для любых и всех родовых заявок Родственной Заявки (Родственных Заявок). Предмет Родственных Заявок и любых и всех родовых заявок Родственных Заявок полностью ссылкой включает в настоящее описание в степени, в какой этот предмет согласуется с настоящим описанием.This application relates (and claims benefits from them) to the earliest available valid date (s) for filing the following listed applications (hereinafter referred to as “Related Applications”) (for example, claims the earliest available priority dates for other patent applications, other than provisional, or claims benefits in accordance with 35 USC §119 (e) for provisional patent applications, for any and all generic applications of the Related Application (Related Applications). to the Related Applications completely includes reference herein to the extent to which this object is consistent with the present description.
Родственные заявкиRelated Applications
Для целей, не предусмотренных требований Ведомства по патентам и товарным знакам США USPTO, настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №12/590448 под названием «METHODS AND SYSTEMS FOR MIGRATING FUEL ASSEMBLIES IN A NUCLEAR FISSION REACTOR», в которой Ehud Greenspan, Roderick A.Hyde, Robert C.Petroski, Joshua C.Walter, Thomas Allan Weaver, Charles Whitmer, Lowell L.Wood, Jr., и George B.Zimmerman названы как изобретатели, поданной 6 ноября 2009 года, которая в настоящее время является одновременно рассматриваемой, или является заявкой, одновременно рассматриваемая с которой заявка имеет право на приоритет по дате подачи.For purposes not covered by the requirements of the USPTO, the present application is a partial continuation of US Patent Application No. 12/590448 entitled "METHODS AND SYSTEMS FOR MIGRATING FUEL ASSEMBLIES IN A NUCLEAR FISSION REACTOR" in which Ehud Greenspan , Roderick A. Hyde, Robert C. Petroski, Joshua C. Walter, Thomas Allan Weaver, Charles Whitmer, Lowell L. Wood, Jr., and George B. Zimmerman are named as inventors, filed November 6, 2009, which is currently is simultaneously considered, or is an application, simultaneously considered with which the application has the right to priority over those filing.
Для целей, не предусмотренных требований USPTO, настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №12/657725 под названием «METHODS AND SYSTEMS FOR MIGRATING FUEL ASSEMBLIES IN A NUCLEAR FISSION REACTOR», в которой Ehud Greenspan, Roderick A.Hyde, Robert C.Petroski, Joshua C.Walter, Thomas Allan Weaver, Charles Whitmer, Lowell L.Wood, Jr., и George B.Zimmerman названы как изобретатели, поданной 25 января 2010 года, которая в настоящее время является одновременно рассматриваемой, или является заявкой, одновременно рассматриваемая с которой заявка имеет право на приоритет по дате подачи. For purposes not covered by the USPTO, this application is a partial continuation of US Patent Application No. 12/657725 entitled "METHODS AND SYSTEMS FOR MIGRATING FUEL ASSEMBLIES IN A NUCLEAR FISSION REACTOR", in which Ehud Greenspan, Roderick A. Hyde, Robert C. Petroski, Joshua C. Walter, Thomas Allan Weaver, Charles Whitmer, Lowell L. Wood, Jr., and George B. Zimmerman are named as inventors, filed January 25, 2010, which is currently being considered, or is an application , simultaneously considered with which the application has the right to priority by filing date.
Для целей, не предусмотренных требований USPTO, настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №12/657726 под названием «METHODS AND SYSTEMS FOR MIGRATING FUEL ASSEMBLIES IN A NUCLEAR FISSION REACTOR», в которой Ehud Greenspan, Roderick A.Hyde, Robert C.Petroski, Joshua C.Walter, Thomas Allan Weaver, Charles Whitmer, Lowell L.Wood, Jr., и George B.Zimmerman названы как изобретатели, поданной 25 января 2010 года, которая в настоящее время является одновременно рассматриваемой, или является заявкой, одновременно рассматриваемая с которой заявка имеет право на приоритет по дате подачи.For purposes not covered by the USPTO, this application is a partial continuation of US Patent Application No. 12/657726 entitled "METHODS AND SYSTEMS FOR MIGRATING FUEL ASSEMBLIES IN A NUCLEAR FISSION REACTOR" in which Ehud Greenspan, Roderick A. Hyde, Robert C. Petroski, Joshua C. Walter, Thomas Allan Weaver, Charles Whitmer, Lowell L. Wood, Jr., and George B. Zimmerman are named as inventors, filed January 25, 2010, which is currently being considered, or is an application , simultaneously considered with which the application has the right to priority by filing date.
Для целей, не предусмотренных требований USPTO, настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №12/657735 под названием «METHODS AND SYSTEMS FOR MIGRATING FUEL ASSEMBLIES IN A NUCLEAR FISSION REACTOR», в которой Ehud Greenspan, Roderick A.Hyde, Robert C.Petroski, Joshua C.Walter, Thomas Allan Weaver, Charles Whitmer, Lowell L.Wood, Jr., и George B.Zimmerman названы как изобретатели, поданной 25 января 2010 года, которая в настоящее время является одновременно рассматриваемой, или является заявкой, одновременно рассматриваемая с которой заявка имеет право на приоритет по дате подачи.For purposes not covered by the USPTO, this application is a partial continuation of US Patent Application No. 12/657735 entitled "METHODS AND SYSTEMS FOR MIGRATING FUEL ASSEMBLIES IN A NUCLEAR FISSION REACTOR", in which Ehud Greenspan, Roderick A. Hyde, Robert C. Petroski, Joshua C. Walter, Thomas Allan Weaver, Charles Whitmer, Lowell L. Wood, Jr., and George B. Zimmerman are named as inventors, filed January 25, 2010, which is currently being considered, or is an application , simultaneously considered with which the application has the right to priority by filing date.
Ведомство по патентам и товарным знакам США USPTO опубликовало уведомление о том, что компьютерные программы USPTO требуют, чтобы заявители ссылались на порядковый номер заявки и указывали, является ли заявка продолжением, частичным продолжением или разделением заявки на патент. См. Stephen G.Kunin, Benefit of Prior-Filed Application, USPTO Official Gazette March 18, 2003. Нынешний субъект-заявитель (далее по тексту именуемый «Заявителем») предоставил вышеупомянутую конкретную ссылку на заявку (заявки), по которой (которым) заявляются притязания на приоритет, в соответствии с требованиями законодательства. Заявитель понимает, что законодательство недвусмысленно в своем конкретном условном языке и не требует ни порядкового номера заявки, ни какого-либо описания, например, «продолжение» или «частичное продолжение», для притязания на приоритет в отношении заявок на патент США. Несмотря на вышесказанное, Заявитель понимает, что компьютерные программы USPTO выдвигают определенные требования к вводу данных, и поэтому Заявитель предоставил обозначение (обозначения) взаимоотношения между нынешней заявкой и ее родовой заявкой (родовыми заявками), указанной (указанными) выше, но при этом положительным образом отмечает, что эти обозначения ни в коем случае не должны толковаться как какой-либо тип пояснения и (или) допущения в части того, содержит или не содержит настоящая заявка какой-либо новый материал в дополнение к материалу ее родовой заявки (заявок).The USPTO has published a notice that USPTO computer programs require applicants to reference the application serial number and indicate whether the application is a continuation, partial continuation or division of a patent application. See Stephen G. Kunin, Benefit of Prior-Filed Application, USPTO Official Gazette March 18, 2003. The current applicant entity (hereinafter referred to as the "Applicant") has provided the above-mentioned specific reference to the application (s) for which claims are claimed for priority, in accordance with the requirements of the law. Applicant understands that the law is unambiguous in its specific conditional language and does not require either a serial number for the application or any description, for example, “continuation” or “partial continuation”, to claim priority over US patent applications. Notwithstanding the foregoing, the Applicant understands that the USPTO computer programs have certain data entry requirements, and therefore the Applicant has provided a designation (s) for the relationship between the current application and its generic application (s), indicated (indicated) above, but in a positive way notes that these designations should in no case be construed as any type of explanation and (or) assumptions regarding whether or not this application contains any new material in addition to the series of her generic application (s).
КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯSUMMARY OF THE INVENTION
На примерах иллюстративных вариантов осуществления предлагаются способы и системы для перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе деления, способы эксплуатации ядерного реактора на бегущей волне, способы управления ядерным реактором на бегущей волне, системы для управления ядерным реактором на бегущей волне, компьютерные программные продукты для управления ядерным реактором на бегущей волне и ядерные реакторы на бегущей волне с системами для перемещения тепловыделяющих сборок.Examples of illustrative embodiments provide methods and systems for moving fuel assemblies in a nuclear fission reactor, methods for operating a traveling wave nuclear reactor, methods for controlling a traveling wave reactor, systems for controlling a traveling wave reactor, computer software products for controlling a nuclear reactor traveling wave and traveling wave nuclear reactors with systems for moving fuel assemblies.
Вышеприведенное краткое описание является лишь иллюстративным и не предназначено каким-либо образом ограничивать объем настоящего изобретения. В дополнение к иллюстративным аспектам, вариантом осуществления и отличительным признакам, описанным выше, из графического материала и последующего подробного описания станут очевидными дальнейшие аспекты, варианты осуществления и отличительные признаки.The above brief description is merely illustrative and is not intended in any way to limit the scope of the present invention. In addition to the illustrative aspects, embodiment, and features described above, from the graphic material and the following detailed description, further aspects, embodiments, and features will become apparent.
КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ГРАФИЧЕСКОГО МАТЕРИАЛАBRIEF DESCRIPTION OF THE GRAPHICAL MATERIAL
Фиг.1А представляет собой блок-схему иллюстративного способа эксплуатации ядерного реактора на бегущей волне.1A is a flowchart of an illustrative method of operating a traveling wave nuclear reactor.
Фиг.1B-1D представляют собой виды в перспективном изображении в частично схематическом виде компонентов иллюстративных активных зон ядерного реактора.1B-1D are perspective views in partially schematic view of components of illustrative core areas of a nuclear reactor.
Фиг.1E-1Н иллюстрируют влияния на форму фронта горения бегущей волны ядерного деления перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок ядерного деления.1E-1H illustrate the effects on the shape of the combustion front of a traveling wave of nuclear fission of the movement of selected nuclear fission fuel subassemblies.
Фиг.1I представляет собой блок-схему детали части способа на фиг.1А.FIG. 1I is a flowchart of a detail of a part of the method of FIG. 1A.
Фиг.1J иллюстрирует вращение тепловыделяющей подсборки ядерного деления.1J illustrates the rotation of a nuclear fission fuel subassembly.
Фиг.1K представляет собой блок-схему детали части способа на фиг.1А.FIG. 1K is a flowchart of a detail of a part of the method of FIG. 1A.
Фиг.1L иллюстрирует переворачивание тепловыделяющей подсборки ядерного деления.Fig. 1L illustrates the inversion of a nuclear fission fuel subassembly.
Фиг.1М-1N представляют собой блок-схемы детали части способа на фиг.1А.1M-1N are flow charts of a detail of a part of the method of FIG. 1A.
Фиг.1O иллюстрирует спиральное перемещение тепловыделяющей подсборки ядерного деления.1O illustrates the helical movement of a nuclear fission fuel subassembly.
Фиг.1Р представляет собой блок-схему детали части способа на фиг.1А.FIG. 1P is a flowchart of a detail of a part of the method of FIG. 1A.
Фиг.1Q иллюстрирует аксиальное перемещение тепловыделяющей подсборки ядерного деления.Fig. 1Q illustrates axial movement of a nuclear fission fuel subassembly.
Фиг.1R иллюстрирует практически сферическую форму фронта горения бегущей волны ядерного деления.Fig. 1R illustrates the practically spherical shape of the combustion front of a traveling wave of nuclear fission.
Фиг.1S иллюстрирует непрерывно искривленную поверхность фронта горения бегущей волны ядерного деления.Fig. 1S illustrates a continuously curved surface of a combustion front of a traveling nuclear fission wave.
Фиг.1T иллюстрирует практически осесимметричную форму фронта горения бегущей волны ядерного деления.Fig. 1T illustrates an almost axisymmetric shape of the combustion front of a traveling nuclear fission wave.
Фит.1U-1V иллюстрируют практически n-кратную осевую симметрию формы фронта горения бегущей волны ядерного деления.Fit.1U-1V illustrate almost n-fold axial symmetry of the shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission.
Фиг.1W иллюстрирует асимметричную форму фронта горения бегущей волны ядерного деления.Fig. 1W illustrates the asymmetric shape of the combustion front of a traveling wave of nuclear fission.
Фиг.1X-1AF представляют собой блок-схемы деталей частей способа на фиг.1А.1X-1AF are block diagrams of parts of parts of the method of FIG. 1A.
Фиг.2А представляет собой блок-схему иллюстративного способа управления ядерным реактором на бегущей волне.2A is a flowchart of an illustrative method for controlling a traveling wave nuclear reactor.
Фиг.2В-2М представляют собой блок-схемы деталей частей способа на фиг.2А.2B-2M are block diagrams of parts of parts of the method of FIG. 2A.
Фиг.3А представляет собой блок-схему иллюстративной системы для системы для определения перемещения тепловыделяющих подсборок ядерного деления.Fig. 3A is a block diagram of an illustrative system for a system for determining the movement of fuel fission subassemblies of nuclear fission.
Фиг.3В-3С представляют собой блок-схемы деталей компонентов системы на фиг.3А.3B-3C are block diagrams of parts of system components in FIG. 3A.
Фиг.4А представляет собой блок-схему иллюстративной системы для перемещения тепловыделяющих подсборок ядерного деления.Fig. 4A is a block diagram of an illustrative system for moving nuclear fission fuel subassemblies.
Фиг.4B-4C представляют собой блок-схемы деталей компонентов системы на Фиг.4А.Figs. 4B-4C are block diagrams of parts of system components in Fig. 4A.
Фиг.5 представляет собой блок-схему в частично схематическом виде иллюстративного ядерного реактора на бегущей волне.5 is a block diagram in partially schematic view of an illustrative traveling wave nuclear reactor.
Фиг.6А представляет собой блок-схему иллюстративного способа эксплуатации ядерного реактора на бегущей волне.6A is a flowchart of an illustrative method of operating a traveling wave nuclear reactor.
Фиг.6В представляет собой блок-схему детали части способа на фиг.6А.6B is a flowchart of a detail of a part of the method of FIG. 6A.
Фиг.7 представляет собой блок-схему иллюстративного способа эксплуатации ядерного реактора на бегущей волне.7 is a flowchart of an illustrative method of operating a traveling wave nuclear reactor.
Фиг.8 представляет собой блок-схему иллюстративного способа эксплуатации ядерного реактора на бегущей волне.Fig. 8 is a flowchart of an illustrative method of operating a traveling wave nuclear reactor.
Фиг.9 представляет собой блок-схему иллюстративного способа эксплуатации ядерного реактора на бегущей волне.9 is a flowchart of an illustrative method of operating a traveling wave nuclear reactor.
Фиг.10А представляет собой блок-схему иллюстративного способа эксплуатации ядерного реактора.10A is a flowchart of an illustrative method of operating a nuclear reactor.
Фиг.10В-10D представляют собой блок-схемы деталей частей способа на фиг.10А.10B-10D are block diagrams of parts of parts of the method of FIG. 10A.
ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕDETAILED DESCRIPTION
В последующем подробном описании приводятся ссылки на прилагаемые чертежи. На этих чертежах, если контекст не диктует иначе, подобные компоненты обозначены подобными позициями. Иллюстративные варианты осуществления, описанные в подробном описании, на чертежах и в формуле изобретения не должны рассматриваться как ограничивающие объем настоящего изобретения. Могут использоваться и другие варианты осуществления, и могут вноситься и другие изменения в пределах сущности или объема предмета изобретения, представленного в настоящей заявке.In the following detailed description, reference is made to the accompanying drawings. In these drawings, unless the context dictates otherwise, similar components are denoted by like numbers. The illustrative embodiments described in the detailed description, drawings, and claims are not to be construed as limiting the scope of the present invention. Other embodiments may be used, and other changes may be made within the spirit or scope of the subject matter presented in this application.
В соответствии с иллюстративными вариантами осуществления, предлагаются способы и системы для перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе деления, способы эксплуатации ядерного реактора на бегущей волне, способы управления ядерным реактором на бегущей волне, системы для управления ядерным реактором на бегущей волне, компьютерные программные продукты для управления ядерным реактором на бегущей волне, и ядерные реакторы на бегущей волне с системами для перемещения тепловыделяющих сборок.In accordance with illustrative embodiments, methods and systems are provided for moving fuel assemblies in a nuclear fission reactor, methods for operating a traveling wave nuclear reactor, methods for controlling a traveling wave nuclear reactor, systems for controlling a traveling wave nuclear reactor, computer control software products a traveling-wave nuclear reactor; and traveling-wave nuclear reactors with systems for moving fuel assemblies.
Обзор бегущей волны ядерного деленияOverview of the traveling wave of nuclear fission
Перед тем, как будут объяснены детали, касающиеся вариантов осуществления, не ограничивающих объем настоящего изобретения, будет приведен краткий обзор, касающийся бегущей волны ядерного деления. Хотя бегущая волна ядерного деления известна также как дефлаграционная волна ядерного деления, для доходчивости в настоящем описании будет использоваться термин «бегущая волна ядерного деления». Части последующего рассмотрения включают информацию, взятую из доклада, озаглавленного "Completely Automated Nuclear Power Reactors For Long-Term Operation: III. Enabling Technology For Large-Scale, Low-Risk, Affordable Nuclear Electricity", авторы Edward Teller, Muriel Ishikawa, Lowell Wood, Roderic Hyde и John Nuckolls, представленном на семинаре в июле 2003 года в Аспенском институте глобальных изменений, публикация Ливерморской национальной лаборатории им. Лоуренса (Калифорнийский университет) UCRL-JRNL-122708 (2003) (этот доклад в виде статьи был подготовлен для журнала Energy, International Journal, 30 ноября 2003 года), содержание которой ссылкой включается в настоящее описание.Before details will be explained regarding non-limiting embodiments, a brief overview will be given regarding a traveling nuclear fission wave. Although a traveling nuclear fission wave is also known as a deflagration nuclear fission wave, for clarity, the term “nuclear fission traveling wave” will be used in the present description. Parts of the subsequent review include information from a report entitled "Completely Automated Nuclear Power Reactors For Long-Term Operation: III. Enabling Technology For Large-Scale, Low-Risk, Affordable Nuclear Electricity", by Edward Teller, Muriel Ishikawa, Lowell Wood , Roderic Hyde, and John Nuckolls, presented at a July 2003 seminar at the Aspen Institute for Global Change, published by Livermore National Laboratory Lawrence (University of California) UCRL-JRNL-122708 (2003) (this paper was written as an article for Energy, International Journal, November 30, 2003), the contents of which are hereby incorporated by reference.
В "волне", которая перемещается через активную зону ядерного реактора на бегущей волне со скоростями порядка примерно сантиметр в год, воспроизводящий материал ядерного топлива воспроизводится в делящийся материал ядерного топлива, который затем претерпевает деление.In a “wave” that travels through the active zone of a nuclear reactor on a traveling wave at speeds of the order of about a centimeter per year, the reproduction material of nuclear fuel is reproduced into fissile material of nuclear fuel, which then undergoes fission.
Некоторые из ядерных топлив, предполагаемых для использования в ядерных реакторах на бегущей волне, обычно широкодоступны, такие как (без ограничения) уран (природный, обедненный или обогащенный), торий, плутоний или даже ранее сожженные тепловыделяющие сборки. Могут использоваться и другие, менее широкодоступные ядерные топлива, такие как (без ограничения) другие актинидные элементы или их изотопы. Некоторые ядерные реакторы на бегущей волне предполагают долгосрочную эксплуатацию с полной мощностью в течение порядка примерно 30-50 лет или дольше. Некоторые ядерные реакторы на бегущей волне не предполагают дозаправку ядерным топливом (вместо этого предполагают захоронение на месте в конце срока службы), а некоторые другие ядерные реакторы на бегущей волне предполагают дозаправку ядерным топливом, причем некоторые дозаправки ядерным топливом происходят при плановой остановке, а некоторые дозаправки ядерным топливом происходят при работе с генерированием энергии. Предполагается также, что в некоторых случаях регенерации ядерного топлива можно избежать, тем самым снижая вероятность использования в военных целях и других проблем.Some of the nuclear fuels intended for use in traveling-wave nuclear reactors are generally widely available, such as (without limitation) uranium (natural, depleted or enriched), thorium, plutonium, or even previously burned fuel assemblies. Other, less widely available nuclear fuels may be used, such as (without limitation) other actinide elements or their isotopes. Some traveling-wave nuclear reactors require long-term operation with full power for about 30-50 years or longer. Some traveling-wave nuclear reactors do not require refueling with nuclear fuel (instead, they assume a landfill at the end of their service life), and some other traveling-wave nuclear reactors involve refueling with nuclear fuel, with some refueling with nuclear fuel at a scheduled shutdown and some refueling nuclear fuel occur when working with energy generation. It is also assumed that in some cases, the regeneration of nuclear fuel can be avoided, thereby reducing the likelihood of military use and other problems.
Одновременное выполнение желаний достичь эксплуатации 30-50 лет (или дольше) на полной мощности без дозаправки ядерным топливом и избежать регенерации ядерного топлива может повлечь за собой использование спектра быстрых нейтронов. Кроме того, распространение бегущей волны ядерного деления обеспечивает высокое среднее выгорание необогащенных актинидных топлив, таких как природный уран или торий, и использование сравнительно малой области "игнайтера ядерного деления" умеренного изотопного обогащения ядерных делящихся материалов в топливной загрузке активной зоны реактора.The simultaneous fulfillment of desires to achieve exploitation of 30-50 years (or longer) at full capacity without refueling with nuclear fuel and to avoid the regeneration of nuclear fuel can entail the use of a spectrum of fast neutrons. In addition, the propagation of a traveling wave of nuclear fission provides a high average burnup of unenriched actinide fuels, such as natural uranium or thorium, and the use of a relatively small region of the “nuclear fission igniter” of moderate isotopic enrichment of nuclear fissile materials in the fuel charge of the reactor core.
Как таковая, активная зона ядерного реактора на бегущей волне может включать в себя игнайтер ядерного деления и более крупную область распространения дефлаграционной волны горения ядерного деления. Область распространения дефлаграционной волны горения ядерного деления содержит ториевое или урановое топливо и действует по общему принципу воспроизводства ядерного топлива с использованием спектра быстрых нейтронов.As such, the active zone of a traveling wave nuclear reactor may include a nuclear fission igniter and a larger propagation region of a deflagration nuclear fission combustion wave. The propagation region of a deflagration nuclear fission combustion wave contains thorium or uranium fuel and acts according to the general principle of nuclear fuel reproduction using a fast neutron spectrum.
Активная зона ядерного реактора на бегущей волне является реактором-размножителем (бридером) по причинам эффективного использования ядерного топлива и минимизации потребности в изотопном обогащении. Кроме того, спектр быстрых нейтронов используется, поскольку большое поперечное сечение поглощения продуктов деления для тепловых нейтронов обычно не позволяет добиться высокого использования тория или более обильного изотопа урана 238U в вариантах осуществления с урановым топливом без удаления продуктов деления.The active zone of a traveling wave nuclear reactor is a breeder reactor for reasons of efficient use of nuclear fuel and minimization of the need for isotope enrichment. In addition, the fast neutron spectrum is used because a large absorption cross section for fission products for thermal neutrons usually does not allow high utilization of thorium or a more abundant 238 U uranium in uranium fuel embodiments without removing fission products.
Теперь будет объяснена иллюстративная бегущая волна ядерного деления. Распространение дефлаграционных волн горения по ядерным топливным материалам может высвобождать энергию на прогнозируемых уровнях. Кроме того, если конфигурация материала имеет достаточно не зависящих от времени признаков, например, как конфигурации, встречающиеся в типичных промышленных энергетических ядерных реакторах, то последующее производство энергии может быть на устойчивом уровне. Наконец, если бы скорость распространения бегущей волны можно было регулировать снаружи практически оправданным образом, то скоростью высвобождения энергии и, таким образом, производством энергии можно было бы управлять, как требуется.An illustrative traveling wave of nuclear fission will now be explained. Propagation of deflagration combustion waves through nuclear fuel materials can release energy at predicted levels. In addition, if the material configuration has sufficiently time-independent features, for example, as the configurations found in typical industrial nuclear power reactors, then the subsequent energy production can be at a stable level. Finally, if the speed of propagation of a traveling wave could be controlled from the outside in a practically justified way, then the rate of release of energy and, thus, energy production could be controlled as required.
Далее объясняется нуклеоника бегущей волны ядерного деления. Вызывание ядерного деления выбранных изотопов актинидных элементов - делящихся - поглощением нейтронов любой энергии может обеспечить высвобождение энергии связи ядра при любой температуре материала, включая произвольно низкие. Нейтроны, которые поглощаются делящимся актинидным элементом, могут создаваться игнайтером ядерного деления.The following explains the nucleonics of a traveling wave of nuclear fission. The nuclear fission of selected isotopes of actinide elements - fissile - by absorption of neutrons of any energy can provide the release of binding energy of the nucleus at any temperature of the material, including arbitrarily low. Neutrons that are absorbed by a fissile actinide element can be created by a nuclear fission igniter.
Высвобождение более одного нейтрона на поглощенный нейтрон, в среднем, путем ядерного деления практически любого делящегося актинидного изотопа может дать возможность для дивергирования опосредованной нейтронами ядерной цепной реакции. Обычно, число нейтронов, высвобождающихся при каждом поглощении, определяется как η, где η=υσf(σf-σc), где υ - число нейтронов, высвобождающихся при делении. Высвобождение более двух нейтронов на каждый поглощенный нейтрон (в определенных диапазонах энергии нейтронов, в среднем) может позволить вначале преобразование атома неделящегося изотопа в делящийся (через захват нейтрона и последующий бета-распад) начальным захватом нейтрона, а затем дополнительно позволить деление нейтроном ядра вновь созданного делящегося изотопа в ходе второго поглощения ядерного деления.The release of more than one neutron per absorbed neutron, on average, by nuclear fission of virtually any fissile actinide isotope can make it possible to diverge a neutron-mediated nuclear chain reaction. Usually, the number of neutrons released during each absorption is defined as η, where η = υσ f (σ f -σ c ), where υ is the number of neutrons released during fission. The release of more than two neutrons for each neutron absorbed (in certain ranges of neutron energy, on average) may first allow the conversion of an atom of a non-fissile isotope into a fissile (via neutron capture and subsequent beta decay) by initial neutron capture, and then further allow the neutron to divide the nucleus of the newly created fissile isotope during the second absorption of nuclear fission.
Многие ядерные виды с высоким Z (Z≥90) могут использоваться в качестве ядерного топливного материала в реакторе на бегущей волне (или бридерном реакторе), если, в среднем, один нейтрон из данного события ядерного деления может радиоактивно захватываться на неделящемся, но воспроизводящем ядре, которое затем превратится (например, путем бета-распада) в делящееся ядро, а второй нейтрон из того же события ядерного деления может захватываться на делящемся ядре и, тем самым, вызывать деление. В частности, если любое из этих созданий условий является установившимся, условия для распространения бегущей волны ядерного деления могут быть достаточными в данном материале.Many nuclear species with high Z (Z≥90) can be used as nuclear fuel material in a traveling wave reactor (or breeder reactor) if, on average, one neutron from a given nuclear fission event can be radioactively captured on a non-fissionable, but reproducing nucleus which then turns (for example, by beta decay) into a fissile nucleus, and a second neutron from the same nuclear fission event can be captured on the fissile nucleus and, thereby, cause fission. In particular, if any of these conditions are established, the conditions for the propagation of a traveling wave of nuclear fission may be sufficient in this material.
Вследствие бета-распада промежуточных изотопов в процессе превращения воспроизводящего ядра в делящееся, скорость, с которой делящийся материал делается доступным для деления, является ограниченной. Следовательно, характеристическая скорость продвижения волны ограничивается периодами полураспада порядка нескольких дней или месяцев. Например, характеристическая скорость может быть порядка отношения расстояния, пройденного нейтроном от его рождения при делении до его радиационного захвата на воспроизводящем ядре (то есть среднего свободного пути), к полупериоду (самого долгоживущего ядра в цепи) бета-распада, приводящему из воспроизводящего ядра к делящемуся. Для большинства интересуемых случаев это характеристическое расстояние транспорта нейтрона при делении в актиноидах нормальной плотности равно приблизительно 10 см, а полупериод бета-распада составляет 105-106 с. Соответственно, для некоторых конструкций характеристическая скорость волны равна 10-4-10-7 см/с. Продвижение с этой относительно низкой скоростью указывает на то, что волна может характеризоваться как бегущая или дефлаграционная волна, но не детонационная волна.Due to the beta decay of the intermediate isotopes in the process of converting the reproducing nucleus to fissile, the rate at which fissile material is made available for fission is limited. Therefore, the characteristic wave propagation velocity is limited by half-lives of the order of several days or months. For example, the characteristic velocity can be of the order of the ratio of the distance traveled by a neutron from its birth during fission to its radiation capture on the reproducing nucleus (i.e., the mean free path) to the half-period (the longest-lived nucleus in the chain) of beta decay leading from the reproducing nucleus to fissile. For most cases of interest, this characteristic distance of neutron transport during fission in actinides of normal density is approximately 10 cm, and the half-life of beta decay is 10 5 -10 6 s. Accordingly, for some designs, the characteristic wave velocity is 10 -4 -10 -7 cm / s. Advancing at this relatively low speed indicates that the wave can be characterized as a traveling or deflagration wave, but not a detonation wave.
Если бегущая волна пытается ускорить продвижение, ее передняя кромка сталкивается с все более чистым воспроизводящим материалом (который является относительно материалом с потерями в нейтронном смысле), поскольку концентрация делящихся ядер далеко впереди от центра волны становится экспоненциально низким. Таким образом, передняя кромка волны (именуемая в настоящем описании "фронтом горения") останавливается или замедляет распространение. И наоборот, если волна замедляет распространение, и коэффициент превращения поддерживается выше единицы (то есть скорость воспроизводства выше скорости деления), локальная концентрация делящихся ядер от продолжающегося бета-распада повышается, локальные скорости деления и производства нейтронов возрастают, и передняя кромка волны, то есть фронт горения, ускоряется.If a traveling wave tries to accelerate its advancement, its leading edge collides with an increasingly pure reproducing material (which is relatively neutron-lossy material), since the concentration of fissile nuclei far in front of the center of the wave becomes exponentially low. Thus, the leading edge of the wave (referred to herein as the “combustion front”) stops or slows down the propagation. Conversely, if the wave slows down propagation and the conversion coefficient is maintained above unity (i.e., the reproduction rate is higher than the fission rate), the local concentration of fissile nuclei from ongoing beta decay increases, local fission and neutron production rates increase, and the leading edge of the wave, i.e. combustion front, accelerates.
Наконец, если тепло, связанное с ядерным делением, удаляется достаточно быстро изобретения всех частей конфигурации первоначально воспроизводящего вещества, в котором распространяется волна, распространение может происходить при произвольно низкой температуре материала - хотя температуры как нейтронов, так и делящихся ядер могут быть около 1 МэВ.Finally, if the heat associated with nuclear fission is quickly removed, all parts of the configuration of the initially reproducing substance in which the wave propagates are removed, propagation can occur at an arbitrarily low material temperature - although the temperatures of both neutrons and fissioning nuclei can be about 1 MeV.
Этих условий инициирования и распространения бегущей волны ядерного деления можно добиться с легкодоступными материалами. Хотя делящиеся изотопы актинидных элементов редко встречаются в земной коре, как в абсолютном отношении, так и в части воспроизводящих изотопов этих элементов, делящиеся изотопы можно концентрировать, обогащать и синтезировать. Например, хорошо известно использование как природных, так и искусственных делящихся изотопов, таких как 233U, 235U и 239Pu соответственно, для начала ядерных цепных реакций.These conditions for the initiation and propagation of a traveling wave of nuclear fission can be achieved with readily available materials. Although fissile isotopes of actinide elements are rarely found in the earth's crust, both in absolute terms and in terms of reproducing isotopes of these elements, fissile isotopes can be concentrated, enriched and synthesized. For example, it is well known to use both natural and artificial fissile isotopes, such as 233 U, 235 U and 239 Pu, respectively, for initiating nuclear chain reactions.
Рассмотрение соответствующего нейтронного сечения позволяет предположить, что бегущая волна ядерного деления может сжигать большую часть активной зоны из природных актинидов, таких как 232Th или 238U, если спектр нейтронов в волне является 'жестким' или 'быстрым'. То есть, если нейтроны, которые несут цепную реакцию в волне, имеют энергии, которые не очень малы по сравнению с приблизительно 1 МэВ, при которой они испаряются из ранних осколков деления, относительно больших потерь для в пространственно-временном локальном балансе нейтронов можно избежать, если локальная массовая доля продуктов деления становится сравнимой с массовой долей воспроизводящего материала (помня, что один моль делящегося материала при делении превращается в два моля ядер-продуктов деления). При энергиях нейтронов ≤0,1 МэВ существенными могут стать потери нейтронов даже у типичных конструктивных материалов нейтронных реакторов, таких как Та, который имеет требуемые свойства при высоких температурах.An examination of the corresponding neutron cross section suggests that a traveling nuclear fission wave can burn most of the core from natural actinides, such as 232 Th or 238 U, if the neutron spectrum in the wave is 'hard' or 'fast'. That is, if neutrons that carry a chain reaction in the wave have energies that are not very small compared to about 1 MeV, at which they evaporate from the early fission fragments, relatively large losses for the space-time local neutron balance can be avoided, if the local mass fraction of fission products becomes comparable with the mass fraction of reproducing material (remembering that one mole of fissile material during fission turns into two moles of fission product nuclei). At neutron energies ≤0.1 MeV, neutron losses can become significant even in typical structural materials of neutron reactors, such as Ta, which has the required properties at high temperatures.
Еще одно соображение - это (сравнительно малое) изменение при изменении энергии падающего нейтрона множественности нейтронов, испускаемых при делении, ν, и доля всех событий поглощения нейтрона, которые приводят к делению (а не просто эмиссии γ-лучей при захвате нейтрона), α. Алгебраический знак функции α(ν-2) составляет условие для осуществимости распространения бегущей волны ядерного деления в воспроизводящем материале по сравнению с общим балансом делящейся изотопной массы в отсутствие утечки нейтронов из активной зоны или паразитных поглощений (таких как на продуктах деления) в ней, для каждого из делящихся изотопов активной зоны реактора. Алгебраический знак обычно является положительным для всех интересуемых делящихся изотопов от энергий нейтронов при делении приблизительно 1 МэВ вниз до области резонансного захвата.Another consideration is the (relatively small) change in the incident neutron energy of the multiplicity of neutrons emitted during fission, ν, and the fraction of all neutron absorption events that lead to fission (and not just emission of γ-rays upon neutron capture), α. The algebraic sign of the function α (ν-2) constitutes the condition for the propagation of a traveling nuclear fission wave in a reproducing material compared to the overall balance of the fissile isotope mass in the absence of neutron leakage from the core or spurious absorption (such as fission products) in it, for each of the fissile isotopes of the reactor core. The algebraic sign is usually positive for all fissile isotopes of interest from neutron energies by fission of approximately 1 MeV down to the region of resonance capture.
Количество α(ν-2)/ν определяет верхнюю границу доли всех рожденных делением нейтронов, которые могут быть утеряны из-за утечки, паразитного поглощения или геометрической дивергенции при распространении бегущей волны. Следует отметить, что эта доля составляет 0,15-0,30 для основных делящихся изотопов в диапазоне энергий нейтронов, который преобладает во всех конфигурациях эффективно незамедленных актинидных изотопов, представляющих практический интерес (приблизительно 0,1-1,5 МэВ). В отличие от ситуации, преобладающей для нейтронов (над)тепловой энергии, в которой паразитные потери, обусловленные продуктами деления, доминируют над паразитными потерями при превращении из воспроизводящего элемента в делящийся на 1-1,5 десятичных порядка величины, генерирование делящихся элементов при захвате на воспроизводящих изотопах превосходит захват продуктов деления на 0,7-1,5 порядка величины в диапазоне энергий нейтронов 0,1-1,5 МэВ. Первое предполагает, что превращение из воспроизводящего элемента в делящийся будет осуществимо лишь в степени 1,5-5% при тепловых энергиях нейтронов или возле них, в то время как последнее указывает, что для энергетического спектра нейтронов прямого деления можно ожидать превращений свыше 50%.The quantity α (ν-2) / ν determines the upper limit of the fraction of all neutrons produced by fission, which can be lost due to leakage, spurious absorption, or geometric divergence during the propagation of a traveling wave. It should be noted that this fraction is 0.15-0.30 for the main fissile isotopes in the neutron energy range, which prevails in all configurations of effectively immediate actinide isotopes of practical interest (approximately 0.1-1.5 MeV). In contrast to the situation prevailing for neutrons (above) thermal energy, in which spurious losses due to fission products dominate spurious losses during conversion from a reproducing element into fissile by 1-1.5 decimal orders of magnitude, the generation of fissile elements during capture by reproducing isotopes exceeds the capture of fission products by 0.7-1.5 orders of magnitude in the neutron energy range of 0.1-1.5 MeV. The first assumes that the conversion from a reproducing element to a fissile one will be feasible only to the extent of 1.5-5% at or near the thermal energies of neutrons, while the latter indicates that transformations over 50% can be expected for the direct neutron neutron energy spectrum.
При рассмотрении условий для распространения бегущей волны ядерного деления при некоторых подходах утечкой нейтронов для очень крупных «самоотраженных» конфигураций актинидов можно эффективно пренебречь. Ясно, что распространение бегущей волны может быть установлено в достаточно крупных конфигурациях двух типов актинидов, которых относительно много в земной коре: 232Th и 238U, исключительные и основные (то есть наиболее долгоживущие) изотопные компоненты природных тория и урана соответственно.When considering the conditions for the propagation of a traveling nuclear fission wave for some approaches, neutron leakage for very large “self-reflected” actinide configurations can be effectively neglected. It is clear that the propagation of a traveling wave can be established in fairly large configurations of two types of actinides, which are relatively abundant in the earth's crust: 232 Th and 238 U, the exceptional and main (i.e. the most long-lived) isotopic components of natural thorium and uranium, respectively.
В частности, транспорт нейтронов деления в этих изотопах актинидов, вероятно, приведет либо к захвату на ядре воспроизводящего изотопа, либо к делению делящего ядра до того, как энергия нейтрона уменьшится значительно ниже 0,1 МэВ (и после чего он становится поддающимся - с не пренебрежимо малой вероятностью - захвату на ядре продукта деления). Ясно, что концентрации ядер продуктов деления может приближаться к концентрациям воспроизводящих ядер или в некоторых случаях превышать их, а концентрации делящихся ядер могут быть на порядок величины меньше таковых продуктов деления или воспроизводящих ядер, оставаясь в количественном отношении практически надежным. Рассмотрение соответствующих сечений рассеяния нейтронов позволяет предположить, что конфигурации актинидов, которые являются достаточно экстенсивными, чтобы эффективно быть бесконечно толстыми - то есть самоотражающими - для нейтронов деления в их радиальном размере, будут иметь произведения плотности на радиус >> 200 г/см2 - то есть они будут иметь радиусы >> 10-20 см плотности твердого 238U-232Th.In particular, the fission neutron transport in these actinide isotopes is likely to lead either to capture of the reproducing isotope on the nucleus or to fission of the fissioning nucleus before the neutron energy decreases significantly below 0.1 MeV (and after which it becomes amenable - with no negligible probability - capture on the core of the fission product). It is clear that the concentration of fission product nuclei can approach or exceed the concentrations of reproducing nuclei in some cases, and the concentrations of fissile nuclei can be an order of magnitude lower than those of fission products or reproducing nuclei, while remaining quantitatively practically reliable. An examination of the corresponding neutron scattering cross sections suggests that configurations of actinides that are extensive enough to be effectively infinitely thick — that is, self-reflecting — for fission neutrons in their radial size, will have density products with a radius of >> 200 g / cm 2 - there they will have radii >> 10-20 cm of solid density 238 U- 232 Th.
Саморегулирующаяся волна («волна-самоед») обеспечивает достаточно избыточных нейтронов для воспроизводства нового делящегося материала 1-2 средних свободных путей в еще несгоревшее топливо, эффективно заменяя делящееся топливо, сгоревшее в волне. 'Зола' сзади пика волны горения является практически 'нейтронно-нейтральной', поскольку нейтронная реактивность ее делящейся фракции уравновешена паразитными поглощениями запасов структуры и продуктов деления на верху утечки. Если запас делящихся атомов в центре волны и непосредственно перед ней со временем не изменяется по мере распространения волны, то это происходит стабильно; если меньше, то волна 'умирает', а если больше, о волне могут говорить, что она 'разгоняется'.A self-regulating wave (“Samoyed wave”) provides enough excess neutrons for the reproduction of a new fissile material of 1-2 medium free paths into an unburned fuel, effectively replacing the fissile fuel burned in the wave. The 'ash' behind the peak of the combustion wave is practically 'neutron-neutral', since the neutron reactivity of its fissile fraction is balanced by spurious absorption of the structure reserves and fission products at the top of the leak. If the supply of fissile atoms in the center of the wave and immediately in front of it does not change with time as the wave propagates, then this happens stably; if it’s less, then the wave “dies”, and if it’s more, they can say about the wave that it is “accelerating”.
Таким образом, бегущая волна ядерного деления может распространяться и поддерживаться практически в установившемся режиме в течение продолжительного времени в конфигурациях изотопов природных актинидов.Thus, a traveling wave of nuclear fission can propagate and be maintained practically in steady state for a long time in the configurations of isotopes of natural actinides.
В приведенном выше описании рассматривались - на примере, не ограничивающем объем настоящего изобретения, - цилиндры круглого сечения из природного уранового или торцевого металла диаметром менее примерно одного метра (и которые могут быть значительно меньшими в диаметре при использовании эффективных отражателей нейтронов), которые могут устойчиво распространять бегущие волны ядерного деления на произвольно большие аксиальные расстояния. Однако распространение бегущих волн ядерного деления не должно толковаться ограничивающимся цилиндрами круглого сечения, симметричными геометриями или односвязными геометриями. В этом отношении дополнительные варианты осуществления альтернативных геометрий активных зон ядерного реактора на бегущей волне описаны в заявке на патент США №11/605943 под названием «AUTOMATED NUCLEAR POWER REACTOR FOR LONG-TERM OPERATION», в которой RODERICK A.HYDE, MURIEL Y.ISHIKAWA, NATHAN P.MYHRVOLD и LOWELL L.WOOD, JR., названы как изобретатели, поданной 28 ноября 2006 года, содержание которой ссылкой включается в настоящее описание.In the above description, they considered, with an example not limiting the scope of the present invention, circular cylinders of natural uranium or end metal with a diameter of less than about one meter (and which can be significantly smaller in diameter when using effective neutron reflectors) that can stably propagate traveling waves of nuclear fission at arbitrarily large axial distances. However, the propagation of traveling waves of nuclear fission should not be interpreted by confining circular cylinders, symmetric geometries or simply connected geometries. In this regard, further embodiments of alternative traveling-wave nuclear reactor core geometries are described in US Patent Application No. 11/605943 entitled “AUTOMATED NUCLEAR POWER REACTOR FOR LONG-TERM OPERATION”, in which RODERICK A.HYDE, MURIEL Y.ISHIKAWA , NATHAN P. MYHRVOLD and LOWELL L.WOOD, JR., Are named as inventors, filed November 28, 2006, the contents of which are hereby incorporated by reference.
Распространение бегущей волны ядерного деления имеет последствия для вариантов осуществления ядерных реакторов на бегущей волне. Как первый пример, на скорость локальной ядерной реакции может с разумными затратами накладываться обратная связь по локальной температуре материала в балансе нейтронов бегущей волны. Этот большой отрицательный температурный коэффициент реактивности нейтронов дает возможность управлять скоростью распространения бегущей волны. Если из горящего топлива извлекается лишь очень малая тепловая энергия, его температура повышается, и зависящая от температуры реактивность падает, и скорость ядерного деления в центре волны становится соответственно малой, и уравнение времени волны отражает лишь очень низкую аксиальную скорость продвижения. Аналогичным образом, если скорость извлечения тепловой энергии высока, температура материала снижается, и реактивность нейтронов повышается, внутриволновой баланс нейтронов становится относительно незатухающим, и волна продвигается в аксиальном направлении относительно быстро. Детали, касающиеся иллюстративных реализаций температурной обратной связи, которые могут включаться в варианты осуществления сборки активной зоны реактора, описаны в заявке на патент США №11/605933 под названием «CONTROLLABLE LONG TERM OPERATION OF A NUCLEAR REACTOR», в которой RODERICK A.HYDE, MURIEL Y.ISHIKAWA, NATFIAN P.MYHRVOLD и LOWELL L.WOOD, JR., названы как изобретатели, поданной 28 ноября 2006 года, содержание которой ссылкой включается в настоящее описание.Propagation of a traveling wave of nuclear fission has implications for embodiments of traveling wave nuclear reactors. As a first example, feedback on the local temperature of the material in the traveling-wave neutron balance can be superimposed at a reasonable cost on the rate of a local nuclear reaction. This large negative temperature coefficient of neutron reactivity makes it possible to control the speed of propagation of a traveling wave. If only very small thermal energy is extracted from the burning fuel, its temperature rises, and the temperature-dependent reactivity decreases, and the nuclear fission rate in the center of the wave becomes correspondingly small, and the wave time equation reflects only a very low axial progression speed. Similarly, if the rate of thermal energy extraction is high, the temperature of the material decreases, and the neutron reactivity rises, the intra-wave neutron balance becomes relatively undamped, and the wave moves in the axial direction relatively quickly. Details regarding illustrative temperature feedback implementations that may be included in reactor core assembly embodiments are described in US Patent Application No. 11/605933 entitled "CONTROLLABLE LONG TERM OPERATION OF A NUCLEAR REACTOR" in which RODERICK A.HYDE, MURIEL Y.ISHIKAWA, NATFIAN P.MYHRVOLD and LOWELL L.WOOD, JR., Are named as inventors, filed November 28, 2006, the contents of which are hereby incorporated by reference.
Как второй пример последствий распространения бегущей волны ядерного деления для вариантов осуществления ядерных реакторов на бегущей волне, может использоваться менее чем все производство нейтронов при делении в ядерном реакторе на бегущей волне. Например, системы управления реактивностью, такие как (без ограничения) поглощающий нейтроны материал в управляющих стержнях или локальных модулях, термостатирующих температуру материала, могут использовать около 5-10% общего производства нейтронов при делении в ядерном реакторе 10 на бегущей волне. Еще ≤10% общего производства нейтронов при делении в ядерном реакторе на бегущей волне могут теряться на паразитное поглощение в высокоэффективных термостойких конструктивных материалах (таких как Та, W или Re), используемых в элементах конструкции ядерного реактора на бегущей волне. Это потеря происходит, чтобы реализовать требуемые термодинамические кпд при преобразовании в электрическую энергию и добиться высокой безопасности системы. Z этих материалов, таких как Та, W и Re, равны приблизительно 80% от Z актинидов, и, таким образом, их сечения радиационного захвата для нейтронов высокой энергии не являются особо малыми по сравнению с их сечениями радиационного захвата актинидов. Последние 5-10% общего производства нейтронов при делении в ядерном реакторе на бегущей волне могут теряться на паразитное поглощение в продуктах деления. Можно, однако, ожидать, что спектр может быть аналогичным спектру реактора на быстрых нейтронах с охлаждением жидким натрием в том, что на паразитное поглощение может приходиться лишь около 1-2% потерь. Как уже отмечалось, баланс нейтронов характеристически является достаточно богатым, что приблизительно 70% общего производства нейтронов при делении достаточно для поддерживания распространения бегущей волны при отсутствии утечки и быстрой геометрической дивергенции.As a second example of the consequences of the propagation of a traveling wave of nuclear fission for embodiments of nuclear traveling wave reactors, less than all neutron production in fission in a traveling wave nuclear reactor can be used. For example, reactivity control systems, such as (without limitation) neutron-absorbing material in control rods or local modules that thermostat the temperature of the material, can use about 5-10% of the total neutron production in fission in a traveling
Как третий пример последствий распространения бегущей волны ядерного деления для вариантов осуществления ядерных реакторов на бегущей волне, высокие выгорания (порядка примерно 20-30% или в некоторых случаях от около 40% или 50% примерно до 80%) начальных запасов актинидного топлива, характерные для бегущих воли ядерного деления, могут обеспечить высокоэффективное использование необогащенного топлива, кроме того, без необходимости регенерации.As a third example of the consequences of the propagation of a traveling wave of nuclear fission for embodiments of nuclear traveling wave reactors, high burnups (of the order of about 20-30%, or in some cases from about 40% or 50% to about 80%) of the initial stocks of actinide fuel, typical for the traveling will of nuclear fission, can provide highly efficient use of unenriched fuel, in addition, without the need for regeneration.
Следует отметить, что поток нейтронов из наиболее интенсивно горящей области сзади фронта горения воспроизводит богатую делящимися изотопами область на передней кромке фронта горения, тем самым служит продвижению бегущей волны ядерного деления. После того как фронт горения бегущей волны ядерного деления проходит по данной массе топлива, концентрация делящихся атомов продолжает повышаться, пока радиационный захват нейтронов на имеющихся воспроизводящих ядрах значительно вероятнее, чем на ядрах продуктов деления, в то время как продолжающееся деление создает все большую массу продуктов деления. Плотность производства ядерной энергии в этой области топливного заряда в любой данный момент времени является максимальной.It should be noted that the neutron flux from the most intensely burning region behind the combustion front reproduces the region rich in fissile isotopes at the leading edge of the combustion front, thereby serving to advance the traveling wave of nuclear fission. After the combustion front of the traveling wave of nuclear fission passes over a given mass of fuel, the concentration of fissile atoms continues to increase, while the radiation capture of neutrons in existing reproducing nuclei is much more likely than on the nuclei of fission products, while continued fission creates an ever-increasing mass of fission products . The density of nuclear energy production in this area of fuel charge at any given time is maximum.
Ясно, что далеко сзади продвигающегося фронта горения бегущей волны ядерного деления отношение концентраций ядер продуктов деления (масса которых в среднем почти точно равняется половине массы делящегося ядра) и делящихся ядер увеличивается до значения, сравнимого с отношением активного деления к сечениям радиационного захвата продуктов деления. При этом "локальная реактивность нейтронов" приближается к отрицательной величине или (в некоторых вариантах осуществления) может стать отрицательной. Следовательно, горение и воспроизводство эффективно прекращаются. Понятно также, что в некоторых вариантах осуществления может добавляться неделящийся поглощающий нейтроны материал, такой как карбид бора, гафний или гадолиний для обеспечения, чтобы "локальная реактивность нейтронов" была отрицательной.It is clear that far behind the advancing combustion front of a traveling wave of nuclear fission, the ratio of the concentration of fission product nuclei (the mass of which on average is almost exactly equal to half the mass of the fissile nucleus) and fissile nuclei increases to a value comparable to the ratio of active fission to radiation capture cross sections for fission products. In this case, the "local neutron reactivity" approaches a negative value or (in some embodiments) may become negative. Consequently, combustion and reproduction effectively stop. It is also understood that in some embodiments, non-fissile neutron-absorbing material, such as boron carbide, hafnium or gadolinium, may be added to ensure that "local neutron reactivity" is negative.
В некоторых вариантах осуществления ядерных реакторов на бегущей волне все ядерное топливо, когда-либо используемое в реакторе, устанавливается при изготовлении сборки активной зоны реактора. Кроме того, в некоторых конструктивных исполнениях отработанное топливо никогда не удаляется из сборки активной зоны реактора. В одном подходе эти варианты осуществления могут обеспечить эксплуатацию без доступа к активной зоне реактора после начала ядерного деления, возможно, после завершения распространения фронта горения.In some embodiments of a traveling wave nuclear reactor, all of the nuclear fuel ever used in the reactor is installed in the manufacture of the reactor core assembly. In addition, in some designs, spent fuel is never removed from the reactor core assembly. In one approach, these options for implementation can ensure operation without access to the reactor core after the start of nuclear fission, possibly after completion of the propagation of the combustion front.
В некоторых других вариантах осуществления ядерных реакторов на бегущей волне все ядерное топливо, когда-либо используемое в реакторе, устанавливается при изготовлении сборки активной зоны реактора, а в некоторых конструктивных исполнениях отработанное топливо никогда не удаляется из сборки активной зоны реактора. Однако и как будет объяснено ниже, по меньшей мере, некоторую часть ядерного топлива могут перемещать или перетягивать между или среди разных мест в активной зоне реактора. Это перемещение или перетаскивание, по меньшей мере, части ядерного топлива может выполняться для достижения целей, как описано ниже.In some other traveling wave nuclear reactor embodiments, all nuclear fuel ever used in a reactor is installed in the manufacture of the reactor core assembly, and in some embodiments, spent fuel is never removed from the reactor core assembly. However, and as will be explained below, at least some of the nuclear fuel can be moved or pulled between or among different places in the reactor core. This movement or dragging of at least a portion of the nuclear fuel may be performed to achieve the goals, as described below.
Однако в некоторых других вариантах осуществления ядерных реакторов на бегущей волне после начала ядерного деления в сборку активной зоны реактора может добавляться дополнительное ядерное топливо. В некоторых других вариантах осуществления ядерных реакторов на бегущей волне отработанное топливо может удаляться из сборки активной зоны реактора (и, в некоторых вариантах осуществления, удаление отработанного топлива из сборки активной юны реактора может выполняться, когда ядерный реактор на бегущей волне работает в режиме генерирования энергии). Это иллюстративная дозаправка ядерным топливом и удаление отработанного топлива объясняется в заявке на патент США №11/605848 под названием «METHOD AND SYSTEM FOR PROVIDING FUEL IN A NUCLEAR REACTOR», в которой RODERICK A.HYDE, MURIEL Y.ISHIKAWA, NATHAN P.MYHRVOLD и LOWELL L.WOOD, JR., названы как изобретатели, поданной 28 ноября 2006 года, содержание которой ссылкой включается в настоящее описание. Независимо от того, удаляется отработанное топливо или нет, предварительное расширение загруженного топлива позволяет заменять актиниды более высокой плотности продуктами деления более низкой плотности без каких-либо общих объемных изменений топливных элементов по мере того, как бегущая волна ядерного деления проходит по какому-либо данному аксиальному элементу актинидного 'топлива', превращая его в 'золу' - продукт деления.However, in some other embodiments of a traveling wave reactor after the start of nuclear fission, additional nuclear fuel may be added to the reactor core assembly. In some other traveling wave nuclear reactor embodiments, spent fuel may be removed from the reactor core assembly (and, in some embodiments, spent fuel removal from the active young reactor assembly may be performed when the traveling wave nuclear reactor is in power generation mode) . This illustrative nuclear refueling and spent fuel removal is explained in US Patent Application No. 11/605848 entitled "METHOD AND SYSTEM FOR PROVIDING FUEL IN A NUCLEAR REACTOR", in which RODERICK A.HYDE, MURIEL Y.ISHIKAWA, NATHAN P.MYHRVOLD and LOWELL L.WOOD, JR., are named as inventors, filed November 28, 2006, the contents of which are hereby incorporated by reference. Regardless of whether the spent fuel is removed or not, the preliminary expansion of the loaded fuel allows the higher density actinides to be replaced by lower density fission products without any general volumetric changes in the fuel cells as the traveling nuclear fission wave travels along any given axial element of actinide 'fuel', turning it into 'ash' - a fission product.
В общих чертах, запуск бегущих волн ядерного деления в топливных загрузках из 232Th или 238U может инициироваться 'модулями игнайтера ядерного деления', такими как без ограничения тепловыделяющие сборки, обогащенные делящимися изотопами. Иллюстративные модули игнайтера ядерного деления и способы запуска бегущих волн ядерного деления подробно описаны в совместно рассматриваемой заявке на патент США №12/069908 под названием «NUCLEAR FISSION IGNITER», в которой CHARLES Е.AHLFELD, JOHN ROGERS GILLELAND, RODERICK A.HYDE, MURIEL Y.ISHIKAWA, DAVID G.MCALEES, NATHAN P.MYHRVOLD, CHARLES WHITMER и LOWELL L.WOOD, JR., названы как изобретатели, поданной 12 февраля 2008 года, содержание которой ссылкой включается в настоящее описание. Более высокие обогащения могут позволить получить более компактные модули, и модули минимальной массы могут использовать градиенты концентрации замедлителя. Кроме того, конструкция модулей игнайтера ядерного деления может определяться частично нетехническими соображениями, такими как стойкость к использованию материалов в военных целях в различных сценариях.In general, the triggering of nuclear fission traveling waves in fuel loads of 232 Th or 238 U can be triggered by 'nuclear fission igniter modules', such as, without limitation, fuel assemblies enriched in fissile isotopes. Illustrative nuclear fission igniter modules and methods for triggering traveling nuclear fission waves are described in detail in the co-pending US Patent Application No. 12/069908 entitled "NUCLEAR FISSION IGNITER", in which CHARLES E.AHLFELD, JOHN ROGERS GILLELAND, RODERICK A.HYDE, MURIEL Y.ISHIKAWA, DAVID G. MCALEES, NATHAN P. MYHRVOLD, CHARLES WHITMER and LOWELL L.WOOD, JR., Are named as inventors, filed February 12, 2008, the contents of which are hereby incorporated by reference. Higher enrichments can result in more compact modules, and minimum mass modules can use moderator concentration gradients. In addition, the design of the nuclear fission igniter module may be determined in part by non-technical considerations, such as resistance to the use of materials for military purposes in various scenarios.
В других подходах иллюстративные игнайтеры ядерного деления могут иметь иные типы источников реактивности. Например, другие игнайтеры ядерного деления могут включать "горящие угли", например, ядерное топливо, обогащенное делящимися изотопами при воздействии нейтронов в ядерном реакторе на бегущей волне. Эти "горящие угли" могут действовать как игнайтеры ядерного деления несмотря на присутствие различных количеств продуктов деления ("золы"). В других подходах для запуска бегущей волны ядерного деления модули игнайтера ядерного деления, обогащенные делящимися изогонами, могут использоваться, чтобы дополнить собой другие источники нейтронов, которые используют электрически приводимые источники ионов высокой энергии (таких как протоны, дейтроны, альфа-частицы и т.п.) или электроны, которые могут в свою очередь производить нейтроны. В одном иллюстративном подходе может располагаться ускоритель частиц, такой как линейный ускоритель, чтобы подавать протоны высокой энергии в промежуточный материал, который в свою очередь может производить эти нейтроны (например, посредством расщепления). В другом иллюстративном подходе может располагаться ускоритель частиц, такой как линейный ускоритель, чтобы подавать электроны высокой энергии в промежуточный материал, который в свою очередь может производить эти нейтроны (например, электроделением и (или) фотоделением элементов с высоким Z). Альтернативно, нейтроны могут производиться другими известными испускающими нейтроны процессами и устройствами, так, как в подходах с электрически вызываемым делением (например, нейтроны 14 МэВ из дейтерий-тритиевого синтеза), и могут при этом использоваться в дополнение к модулям игнайтера ядерного деления, обогащенные делящимися изотопами, для инициирования распространения волны деления.In other approaches, illustrative nuclear fission ignitors may have other types of reactivity sources. For example, other nuclear fission igniters may include “burning coals,” for example, nuclear fuel enriched in fissile isotopes when neutrons in a nuclear traveling wave reactor are exposed. These “burning coals” can act as nuclear fission igniters despite the presence of various amounts of fission products (“ashes”). In other approaches for launching a traveling nuclear fission wave, the nuclear fission igniter module enriched in fissile isogons can be used to supplement other neutron sources that use electrically driven sources of high energy ions (such as protons, deuterons, alpha particles, etc. .) or electrons, which in turn can produce neutrons. In one illustrative approach, a particle accelerator, such as a linear accelerator, can be located to feed high-energy protons into an intermediate material that can in turn produce these neutrons (for example, by fission). In another illustrative approach, a particle accelerator, such as a linear accelerator, can be placed to feed high-energy electrons into the intermediate material, which in turn can produce these neutrons (e.g., by electropartition and / or photo-fission of high Z elements). Alternatively, neutrons can be produced by other known processes and devices emitting neutrons, such as in approaches with electrically induced fission (for example, 14 MeV neutrons from deuterium-tritium synthesis), and can be used in addition to nuclear fission igniter modules enriched in fissile isotopes to initiate the propagation of a fission wave.
Теперь, после рассмотрения нуклеоники топливной загрузки и бегущей волны ядерного деления, будут рассмотрены дальнейшие детали, касающиеся "поджигание реакции деления" и поддерживания бегущей волны ядерного деления. Расположенный по центру иллюстративный игнайтер ядерного деления, умеренно обогащенный делящимся материалом, таким как 235U или 239Pu, имеет поглощающий нейтроны материал (такой как борогибрид или подобный), удаленный из него (например, путем электрического нагрева по команде оператора или путем извлечения одного или нескольких управляющих стержней), и игнайтер ядерного деления становится нейтронно критическим. Локальная температура топлива повышается до заданной температуры, после чего регулируется, например, системой теплоносителя реактора и (или) системой управления реактивностью или локальными термостатирующими модулями (что подробно описано заявке на патент США №11/605943 под названием «AUTOMATED NUCLEAR POWER REACTOR FOR LONG-TERM OPERATION», в которой RODERICK A.HYDE, MURIEL Y.ISHIKAWA, NATHAN P.MYHRVOLD и LOWELL L.WOOD, JR., названы как изобретатели, поданной 28 ноября 2006 года, содержание которой ссылкой включается в настоящее описание). Нейтроны от деления под действием быстрых нейтронов 233U или 239Pu захватываются, главным образом, вначале на локальном 238U или 232Th.Now, after considering the nucleonics of the fuel charge and the traveling wave of nuclear fission, further details will be considered regarding the “firing of the fission reaction” and the maintenance of the traveling wave of nuclear fission. A centrally located illustrative nuclear fission igniter moderately enriched in fissile material, such as 235 U or 239 Pu, has neutron-absorbing material (such as borohybrid or the like) removed from it (for example, by electrical heating at the command of an operator or by removing one or several control rods), and the nuclear fission igniter becomes neutron critical. The local temperature of the fuel rises to a predetermined temperature, and then is regulated, for example, by the reactor coolant system and (or) the reactivity control system or local thermostatic modules (which is described in detail in US patent application No. 11/605943 under the name "AUTOMATED NUCLEAR POWER REACTOR FOR LONG- TERM OPERATION ”, in which RODERICK A.HYDE, MURIEL Y.ISHIKAWA, NATHAN P.MYHRVOLD and LOWELL L.WOOD, JR., Are named as inventors, filed November 28, 2006, the contents of which are hereby incorporated by reference). The neutrons from fission under the action of fast neutrons 233 U or 239 Pu are captured, mainly, initially at the local 238 U or 232 Th.
Ясно, что обогащение урана игнайтера ядерного деления можно уменьшить до уровней, ненамного больших, чем в случае топлива для легководного ядерного реактора (LWR), путем введения в игнайтер ядерного деления и топливную область, непосредственно окружающую его радиальным градиентом плотности огнеупорного замедлителя, такого как графит. Высокая плотность замедлителя позволяет слабо обогащенному топливу удовлетворительно выгорать, а уменьшение плотности замедлителя обеспечивает эффективное воспроизводство делящегося материала. Таким образом, оптимальная конструкция игнайтера ядерного деления может включать компромисс между устойчивостью распространения и минимальной латентностью от начальной критичности до полной номинальной мощности от полностью подожженной топливной загрузки активной зоны. Более низкие обогащения игнайтера ядерного деления влекут за собой больше воспроизводящих генераций и, таким образом, накладывают более длительные латентности.It is clear that the uranium enrichment of a nuclear fission igniter can be reduced to levels not much higher than in the case of fuel for a light-water nuclear reactor (LWR) by introducing nuclear fission into the igniter and the fuel region immediately surrounding it with a radial density gradient of a refractory moderator, such as graphite . The high density of the moderator allows poorly enriched fuel to satisfactorily burn out, and a decrease in the density of the moderator ensures efficient reproduction of fissile material. Thus, an optimal nuclear fission igniter design may include a trade-off between propagation stability and minimal latency from initial criticality to full rated power from a fully ignited core fuel load. The lower enrichment of the nuclear fission igniter will entail more reproducing generations and thus impose longer latencies.
В некоторых вариантах осуществления пиковая реактивность сборки активной зоны реактора на первой стадии процесса поджигания реакции деления может медленно снижаться, поскольку, хотя общее число делящихся изотопов увеличивается, это общее число становится более пространственно рассеянным. Как результат выбора первоначальной геометрии топлива, обогащения топлива в зависимости от положения и плотности топлива, оно может располагаться для максимальной реактивности, но чтобы при этом по-прежнему быть слегка положительной в момент времени, в который достигается ее минимальная величина. Вскоре после этого максимальная реактивность начинает быстро увеличиваться до своей наибольшей величины, соответствующей общему числу делящихся изотопов в области воспроизводства, значительно превышающему их общее число, остающееся в игнайтере ядерного деления. Для многих случаев квазисферическая кольцевая оболочка обеспечивает затем максимальное удельное производство энергии. В этом момент времени топливная загрузка сборки активной зоны реактора может именоваться как "подожженная".In some embodiments, the peak reactivity of the reactor core assembly in the first stage of the firing reaction of the fission reaction may slowly decrease, because although the total number of fissile isotopes increases, this total number becomes more spatially dispersed. As a result of choosing the initial geometry of the fuel, enriching the fuel depending on the position and density of the fuel, it can be positioned for maximum reactivity, but to still be slightly positive at the point in time at which its minimum value is reached. Soon after, the maximum reactivity begins to increase rapidly to its highest value, corresponding to the total number of fissile isotopes in the reproduction area, significantly exceeding their total number remaining in the nuclear fission igniter. For many cases, the quasispherical annular shell then provides maximum specific energy production. At this point in time, the fuel load of the reactor core assembly may be referred to as “ignited”.
Теперь будет рассмотрено распространение бегущей волны ядерного деления, которая в тексте настоящего описания может именоваться также "горение ядерного топлива". В ранее описанном конструктивном исполнении сферически расходящаяся оболочка с максимальным удельным производством ядерной энергии продолжает продвигаться в радиальном направлении от игнайтера ядерного деления в сторону наружной поверхности топливной загрузки. Достигая наружной поверхности, она обычно разбивается на две сферические зональные поверхности, причем каждая поверхность распространяется в соответствующем одном из двух противоположных направлений по оси цилиндра. В этот момент времени может развиться весь потенциал производства тепловой энергии. Этот интервал характеризуется как таковой периода запуска фронтов горения двух распространяющихся в аксиальном направлении бегущих воли ядерного деления. В некоторых вариантах осуществления поджигается средина топливной загрузки активной зоны, и при этом создаются две волны, распространяющиеся в противоположенных направлениях. Такое конструктивное исполнение удваивает массу и объем активной зоны, в которой в любой данный момент происходит производство энергии, и, таким образом, уменьшает в два раза пиковое удельное производство энергии активной зоны, тем самым количественно минимизируя проблемы переноса для тепловых нейтронов. Однако в других вариантах осуществления топливная загрузка активной зоны поджигается на одном конце или возле него, как требуется для конкретного случая применения. Такой подход может дать в результате в некоторых конструктивных исполнениях одну распространяющуюся волну.Now we will consider the propagation of a traveling wave of nuclear fission, which in the text of the present description may also be referred to as "burning of nuclear fuel." In the previously described embodiment, a spherically diverging shell with a maximum specific production of nuclear energy continues to move in the radial direction from the nuclear fission igniter to the outer surface of the fuel charge. Reaching the outer surface, it is usually divided into two spherical zonal surfaces, with each surface extending in the corresponding one of two opposite directions along the axis of the cylinder. At this point in time, the full potential of heat production can develop. This interval is characterized as such by the period of the start of the combustion fronts of two traveling axially propagating nuclear fission waves. In some embodiments, the core of the core fuel is ignited and two waves are generated, propagating in opposite directions. Such a design doubles the mass and volume of the core in which energy production occurs at any given moment, and thus halves the peak specific energy production of the core, thereby minimizing quantitatively the transfer problems for thermal neutrons. However, in other embodiments, the core fuel loading is ignited at or near one end, as required for a particular application. Such an approach can result in a single propagating wave in some designs.
В других вариантах осуществления, топливная загрузка активной зоны может поджигаться в нескольких местах. В еще одних вариантах осуществления топливная загрузка активной зоны поджигается в любом трехмерном местоположении в активной зоне, как требуется для конкретного случая применения. В некоторых вариантах осуществления две распространяющиеся бегущие волны ядерного деления могут инициироваться и распространяться в стороны от места поджигания реакции деления; однако, в зависимости от геометрии, состава ядерного топлива, или по иным соображениям действия модифицирующей нейтроны управляющей конструкции могут инициироваться и распространяться разные количества (например, одна, три или более) бегущих волн ядерного деления. Однако для понимания и краткости рассмотрение в тексте настоящего описания относится (без ограничения) к распространению фронтов горения двух бегущих волн ядерного деления.In other embodiments, the core fuel loading may be ignited in several places. In still other embodiments, the core fuel loading is ignited at any three-dimensional location in the core, as required for a particular application. In some embodiments, two propagating traveling nuclear fission waves may be initiated and propagated away from the site of firing the fission reaction; however, depending on the geometry, composition of the nuclear fuel, or for other reasons, the action of the neutron-modifying control structure, different quantities (for example, one, three or more) of traveling fission waves can be initiated and propagated. However, for understanding and brevity, consideration in the text of the present description refers (without limitation) to the propagation of the combustion fronts of two traveling nuclear fission waves.
С этого момента и далее посредством разбивки двух волн, когда они достигают двух противоположных концов или приближаются к ним, физика производства ядерной энергии обычно является эффективно постоянной во времени в рамках любой волны. Скорость продвижения волны через топливо пропорциональна локальному потоку нейтронов, который в свою очередь линейно зависит от тепловой энергии, извлекаемой из сборки активной зоны реактора совместным действием на баланс нейтронов бегущей волны системы управления нейтронами. В одном подходе система управления нейтронами может реализовываться с термостатирующими модулями (не показанными), как описано в заявке на патент США №11/605933 под названием «CONTROLLABLE LONG TERM OPERATION OF A NUCLEAR REACTOR», в которой RODERICK A.HYDE, MURIEL Y.ISHIKAWA, NATHAN P.MYHRVOLD и LOWELL L.WOOD, JR., названы как изобретатели, поданной 28 ноября 2006 года, содержание которой ссылкой включается в настоящее описание. В других подходах система управления нейтронами может реализовываться с одним или несколькими стержнями, содержащими поглощающий нейтроны материал и перемещаемыми одним или несколькими приводными механизмами управляющих стержней.From this moment onwards, by breaking up two waves, when they reach two opposite ends or approach them, the physics of nuclear energy production is usually effectively constant in time within any wave. The speed of wave propagation through the fuel is proportional to the local neutron flux, which in turn linearly depends on the thermal energy extracted from the reactor core assembly by the combined action of the traveling wave of the neutron control system on the neutron balance. In one approach, a neutron control system may be implemented with thermostatic modules (not shown), as described in US Patent Application No. 11/605933 entitled "CONTROLLABLE LONG TERM OPERATION OF A NUCLEAR REACTOR", in which RODERICK A.HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P.MYHRVOLD and LOWELL L.WOOD, JR., Are named as inventors, filed November 28, 2006, the contents of which are hereby incorporated by reference. In other approaches, the neutron control system can be implemented with one or more rods containing neutron-absorbing material and moved by one or more drive mechanisms of the control rods.
Если от реактора требуется более высокая мощность посредством теплоносителя пониженной температуры, протекающего в активную зону, в некоторых вариантах осуществления температура двух концов активной зоны (которые в некоторых вариантах осуществления являются ближайшими к отверстиям для впуска теплоносителя) уменьшается чуть ниже расчетной уставки термостатирующих модулей, при этом поглотитель нейтронов вытягивается из соответствующей субпопуляции термостатирующих модулей активной зоны, и локальному потоку нейтронов позволяется при этом увеличиться, чтобы привести локальное производство тепловой энергии до уровня, который приводит локальную температуру материала до уставки локальных термостатирующих модулей. В некоторых других вариантах осуществления регулирование температуры может осуществляться шиммированием управляющих стержней, как требуется в ответ на изменения контролируемой температуры.If a higher power is required from the reactor by means of a low-temperature coolant flowing into the core, in some embodiments, the temperature of the two ends of the core (which, in some embodiments, are closest to the coolant inlet openings) decreases slightly below the calculated setting of thermostatic modules, while the neutron absorber is drawn from the corresponding subpopulation of thermostatic core modules, and the local neutron flux is allowed to At the same time increase to bring the local production of thermal energy to a level that brings the local temperature of the material to the setting of the local thermostatic modules. In some other embodiments, temperature control may be performed by shimming control rods, as required in response to changes in controlled temperature.
Однако в варианте осуществления с двумя фронтами горения этот процесс неэффективен в части значительного нагрева теплоносителя, пока его два разделенных потока перемещаются в два ядерных фронта горения. Эти две части топливной загрузки активной зоны, которые могут производить значительные уровни атомной энергии, если не подавляются поглотителями нейтронов, затем действуют для нагревания теплоносителя до температуры, указанной расчетной уставкой их модулей, при условии, что температура ядерного топлива не становится чрезмерной (и независимо от температуры, при которой теплоноситель прибыл в активную зону). Затем два потока теплоносителя перемещаются через две секции уже выгоревшего топлива к центру двух фронтов горения, удаляя из них остаточное ядерное деление и отводя остаточные тепловыделения в существующей топливной загрузке в ее средине. Это конструктивное исполнение способствует распространению двух фронтов горения в сторону двух концов топливной загрузки путем "обрезки" избыточных нейтронов, главным образом, от задней кромки каждого фронта.However, in the embodiment with two combustion fronts, this process is inefficient in terms of significant heating of the coolant, while its two separated streams move into two nuclear combustion fronts. These two parts of the core fuel load, which can produce significant levels of atomic energy if not suppressed by neutron absorbers, then act to heat the coolant to the temperature indicated by the design setting of their modules, provided that the temperature of the nuclear fuel does not become excessive (and regardless of temperature at which the coolant has arrived in the core). Then, two coolant flows move through two sections of already burnt fuel to the center of two combustion fronts, removing residual nuclear fission from them and removing residual heat in the existing fuel load in its middle. This design contributes to the propagation of two combustion fronts towards the two ends of the fuel charge by “trimming” excess neutrons, mainly from the trailing edge of each front.
Таким образом, нейтронику активной зоны в этом конструктивном исполнении можно считать практически саморегулируемой. Например, для вариантов осуществления с цилиндрической активной зоной нуклеонику активной зоны можно считать практически саморегулирующей, если произведение плотности топлива на радиус цилиндрической активной зоны ≥200 г/см2 (то есть 1-2 средних свободных путей для вызванного нейтронами деления в активной зоне типичного состава, для спектра умеренно быстрых нейтронов). Одна функция отражателя нейтронов в такой конструкции активной зоны может заключаться в том, чтобы существенно снижать интегральную плотность потока (флюенс) быстрых нейтронов, наблюдаемую в наружных частях реактора, таких как его радиационный экран, конструктивные опоры, наружная оболочка и компоненты системы управления реактивностью, такие как (без ограничения) управляющие стержни (если предусмотрены) или термостатические модули (если предусмотрены). Кроме того, отражатель нейтронов может влиять на работу активной зоны путем повышения эффективности воспроизводства и удельной энергии в наружных частях топлива. Это влияние может повысить рентабельность реактора. Периферийные части топливной загрузки не используются при низком общем энергетическом кпд, но имеют уровни выгорания изотопов, сравнимые с уровнями выгорания посредине топливной загрузки.Thus, core neutronics in this design can be considered practically self-regulating. For example, for embodiments with a cylindrical core, core nucleonics can be considered almost self-regulating if the product of the fuel density and the radius of the cylindrical core is ≥200 g / cm 2 (i.e., 1-2 average free paths for neutron-induced fission in a typical core , for a spectrum of moderately fast neutrons). One function of a neutron reflector in such a core design may be to significantly reduce the integral fast neutron flux density (fluence) observed in the outer parts of the reactor, such as its radiation shield, structural supports, outer shell and components of the reactivity control system, such as (without limitation) control rods (if provided) or thermostatic modules (if provided). In addition, the neutron reflector can affect the operation of the core by increasing the efficiency of reproduction and specific energy in the outer parts of the fuel. This effect can increase reactor profitability. The peripheral parts of the fuel charge are not used at low overall energy efficiency, but they have isotope burnout levels comparable to burnout levels in the middle of the fuel load.
Хотя нейтронику активной зоны в этом конструктивном исполнении можно считать практически саморегулируемой, другие конструктивные исполнения могут работать под управлением системы управления реактором, которая содержит соответствующий электронный контроллер, имеющий соответствующую электрическую схему и который может содержать соответствующую электромеханическую систему, такую как один или несколько стержней, содержащих поглощающий нейтроны материал и перемещаемых одним или несколькими приводными механизмами управляющих стержней.Although reactor core neutronics in this design can be considered practically self-regulating, other designs can operate under the control of a reactor control system that contains a corresponding electronic controller having a corresponding electrical circuit and which may contain a corresponding electromechanical system, such as one or more rods containing neutron-absorbing material and control rods moved by one or more drive mechanisms s.
Наконец, необратимое сведение на нет реактивности нейтронов активной зоны может осуществляться в любое время путем введения поглотителя нейтронов в поток теплоносителя, как требуется. Например, легкая нагрузка потока теплоносителя таким материалом, как BF3, возможно, одновременно с летучим восстановителем, таким как Н2, если требуется, может привести к отложению металлического бора практически равномерно на внутренние стенки труб для теплоносителя, проходящих через активную зону реактора, из-за экспоненциального ускорения иначе медленной химической реакции 2BF3+3Н2→2В+6HF высокими температурами, возникающими в ней. Бор, в свою очередь, является высокоогнеупорным металлоидом и обычно не будет мигрировать из места своего отложения. Практически равномерное присутствие бора в активной зоне в количествах <100 кг может свести на нет реактивность нейтронов активной зоны в течение неопределенно продолжительного времени без вовлечения использования приводных механизмов вблизи реактора.Finally, irreversible cancellation of the neutron reactivity of the core can be carried out at any time by introducing a neutron absorber into the coolant flow, as required. For example, a light load of the coolant flow with a material such as BF 3 , possibly simultaneously with a volatile reducing agent such as H 2 , if required, can lead to the deposition of metal boron almost uniformly on the inner walls of the coolant pipes passing through the reactor core from due to the exponential acceleration of the otherwise slow chemical reaction 2BF 3 + 3H 2 → 2B + 6HF by the high temperatures arising in it. Boron, in turn, is a highly refractory metalloid and will usually not migrate from its deposition site. The almost uniform presence of boron in the core in quantities <100 kg can negate the reactivity of the neutrons in the core for an indefinitely long time without involving the use of drive mechanisms near the reactor.
В общем смысле, специалисты поймут, что различные аспекты, описанные в настоящем документе, которые могут реализовываться - отдельно и (или) совместно - самыми разными аппаратными средствами, видами программного обеспечения, программно-аппаратными средствами и (или) их любым сочетанием, можно рассматривать как состоящие из различных типов "электрических схем". Следовательно, в том значении, в каком он используется в настоящем описании, термин "электрические схемы" включает без ограничения электрические схемы, имеющие по меньшей мере одну дискретную электрическую схему, электрические схемы, имеющие по меньшей мере одну интегральную схему, электрические схемы, имеющие по меньшей мере одну специализированную интегральную схему, электрические схемы, образующие универсальное вычислительное устройство, конфигурированное компьютерной программой (например, универсальный компьютер, конфигурированный компьютерной программой, который, по меньшей мере, частично осуществляет процессы и (или) устройства, описанные в настоящем документе, или микропроцессор, конфигурированный компьютерной программой, который, по меньшей мере, частично осуществляет процессы и (или) устройства, описанные в настоящем документе), электрические схемы, образующие запоминающее устройство (например, виды памяти (например, оперативная память, флэш-память, постоянное запоминающее устройство и т.д.)), и (или) электрические схемы, образующие связевое устройство (например, модем, связной коммутатор (свитч), оптоэлектрическое оборудование и т.д.). Специалисты поймут, что предмет изобретения, описанный в настоящем документе, может быть реализован в аналоговом или цифровом виде или в некотором их сочетании.In a general sense, specialists will understand that the various aspects described in this document, which can be implemented - separately and (or) together - by a variety of hardware, types of software, software and hardware and / or any combination thereof, can be considered as consisting of various types of "electrical circuits". Therefore, in the sense in which it is used in the present description, the term "electrical circuits" includes, without limitation, electrical circuits having at least one discrete electrical circuit, electrical circuits having at least one integrated circuit, electrical circuits having at least one specialized integrated circuit, electrical circuits forming a universal computing device configured by a computer program (eg, a universal computer, configured a computer program that at least partially implements the processes and (or) devices described in this document, or a microprocessor configured by a computer program that at least partially implements the processes and (or) devices described in this document ), the electrical circuits forming the storage device (for example, the types of memory (for example, random access memory, flash memory, read-only memory, etc.)), and (or) the electrical circuits forming the communication device (e.g. up modem, connected switch (switch), optoelectronic equipment, etc.). Those skilled in the art will understand that the subject matter described herein may be implemented in analog or digital form or in some combination thereof.
В общем смысле, специалисты поймут, что различные аспекты, описанные в настоящем документе, которые могут реализовываться - отдельно и (или) совместно - различными типами электромеханических систем, имеющих самые разные электрические компоненты, такие как аппаратные средства, программное обеспечение, программно-аппаратные средства и (или) их практически любое сочетание; и самые разные компоненты, которые могут прикладывать механическую силу или придавать движение, такие как жесткие тела, пружинные или крутильные тела, гидравлические устройства, устройства с электромагнитным приводом и (или) их практически любое сочетание. Следовательно, в том значении, в каком он используется в настоящем описании, термин "электромеханическая система" включает без ограничения электрические схемы, функционально соединенные с преобразователем (например, исполнительный механизм, электродвигатель, пьезоэлектрический кристалл, микроэлектромеханическая система (MEMS) и т.д.), электрические схемы, имеющие по меньшей мере одну дискретную электрическую схему, электрические схемы, имеющие по меньшей мере одну интегральную схему, электрические схемы, имеющие по меньшей мере одну специализированную интегральную схему, электрические схемы, образующие универсальное вычислительное устройство, конфигурированное компьютерной программой (например, универсальный компьютер, конфигурированный компьютерной программой, который, по меньшей мере, частично осуществляет процессы и (или) устройства, описанные в настоящем документе, или микропроцессор, конфигурированный компьютерной программой, который, по меньшей мере, частично осуществляет процессы и (или) устройства, описанные в настоящем документе), электрические схемы, образующие запоминающее устройство (например, виды памяти (например, оперативная память, флэш-память, постоянное запоминающее устройство и т.д.)), электрические схемы, образующие связевое устройство (например, модем, связной коммутатор (свитч), оптоэлектрическое оборудование и т.д.) и (или) любой их неэлектрический аналог, например, оптический или иные аналоги. Специалисты поймут также, что примеры электромеханической системы включают без ограничения самые разнообразные системы бытовой электронной аппаратуры, медицинские устройства, а также иные системы, такие как системы автомобильного транспорта, заводские системы автоматизации, системы безопасности и (или) связевые/вычислительные системы. Специалисты поймут, что за исключением случаев, когда контекст может диктовать иное, термин «электромеханический» в том значении, в каком он используется в настоящем описании, не обязательно ограничивается системой, имеющей как электрический, так и механический привод.In a general sense, those skilled in the art will understand that the various aspects described herein that can be implemented — separately and (or) together — by various types of electromechanical systems having a wide variety of electrical components, such as hardware, software, and hardware and software and (or) their almost any combination; and a variety of components that can exert mechanical force or impart movement, such as rigid bodies, spring or torsion bodies, hydraulic devices, devices with an electromagnetic drive and (or) almost any combination of them. Therefore, in the sense in which it is used in the present description, the term "electromechanical system" includes, without limitation, electrical circuits functionally connected to the transducer (for example, an actuator, an electric motor, a piezoelectric crystal, a microelectromechanical system (MEMS), etc. ), electrical circuits having at least one discrete electrical circuit, electrical circuits having at least one integrated circuit, electrical circuits having at least one special an integrated circuit, electrical circuits forming a universal computing device configured by a computer program (for example, a universal computer configured by a computer program that at least partially implements the processes and / or devices described herein, or a microprocessor configured by a computer a program that at least partially implements the processes and (or) devices described herein), electrical circuits, memory devices (for example, types of memory (for example, random access memory, flash memory, read-only memory, etc.)), electrical circuits forming a communication device (for example, modem, communication switch (switch), optoelectric equipment, etc. .d.) and (or) any non-electric analogue thereof, for example, optical or other analogs. Professionals will also understand that examples of an electromechanical system include, but are not limited to, a wide variety of household electronic equipment systems, medical devices, as well as other systems such as automobile transport systems, factory automation systems, security systems and / or communication / computing systems. Those skilled in the art will understand that, unless the context may dictate otherwise, the term “electromechanical”, as used in the present description, is not necessarily limited to a system having both an electric and a mechanical drive.
Иллюстративные варианты осуществленияIllustrative Embodiments
Теперь после того, как приведен краткий обзор, касающийся инициирования и распространения бегущей волны ядерного деления, на примерах, не ограничивающих объем настоящего изобретения, будут объяснены иллюстративные варианты осуществления.Now, after a brief overview is given regarding the initiation and propagation of a traveling nuclear fission wave, illustrative embodiments will be explained with examples not limiting the scope of the present invention.
Далее приводится ряд блок-схем, иллюстрирующих варианты осуществления настоящего изобретения. Для легкости понимания блок-схемы составлены и приведены таким образом, что начальные блок-схемы представляют варианты осуществления посредством примерного варианта осуществления, а после этого последующие блок-схемы представляют альтернативные варианты осуществления и (или) расширения начальной блок-схемы (блок-схем) либо как субкомпонент, либо как дополнительный компонент в отношении одной или нескольких блок-схем, представленных на одном или более из ранее упомянутых блок-схем. Специалисты поймут, что стиль представления, используемый в настоящем описании (например, начиная с представления блок-схемы (блок-схем), представляющей (представляющих) примерный (примерные) вариант (варианты) осуществления, и затем предоставление добавлений и (или) дальнейших деталей в последующих блок-схемах), обычно обеспечивает быстрое и легкое понимание различных вариантов осуществления процесса. Кроме того, специалисты поймут, что стиль представления, используемый в настоящем описании, еще хорошо подходит к парадигмам модульного и (или) объектно-ориентированного программирования.The following is a series of flowcharts illustrating embodiments of the present invention. For ease of understanding, the flowcharts are structured and presented in such a way that the initial flowcharts represent embodiments by means of an exemplary embodiment, and then the subsequent flowcharts represent alternative embodiments and / or extensions of the initial flowchart (flowcharts) either as a subcomponent or as an additional component in relation to one or more block diagrams shown in one or more of the previously mentioned block diagrams. Those skilled in the art will understand that the presentation style used in the present description (for example, starting with presenting a flowchart (s) representing (representing) an exemplary (s) implementation (s), and then providing additions and (or) further details in the following flowcharts) typically provides a quick and easy understanding of the various process embodiments. In addition, specialists will understand that the presentation style used in the present description is still well suited to the paradigms of modular and (or) object-oriented programming.
Обратимся теперь к фиг.1А, на которой в качестве общего представления приведен иллюстративный способ 10 эксплуатации ядерного реактора на бегущей волне. Обратимся дополнительно к фиг.1В, на которой как пример, не ограничивающий объем настоящего изобретения, показаны компоненты иллюстративной активной зоны 12 ядерного реактора на бегущей волне. В сборке 16 активной зоны реактора расположены тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления. Для понятности фиг.1В может иллюстрировать меньше, чем все тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления, которые могут размещаться в вариантах осуществления сборки 16 активной зоны реактора.Turning now to FIG. 1A, an
В сборке 16 активной зоны реактора определена система координат. В некоторых вариантах осуществления система координат может определяться х-измерением, y-измерением и z-измерением. В некоторых других вариантах осуществления, система координат может определяться радиальным измерением и осевым измерением. В некоторых других вариантах осуществления система координат может включать осевое измерение и боковое измерение.In
В некоторых вариантах осуществления тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления могут представлять собой отдельные элементы ядерного топлива, такие как стержни, пластины, сферы и т.п. ядерного топлива. В некоторых других вариантах осуществления тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления могут представлять собой тепловыделяющие сборки ядерного деления, то есть два или более отдельных элементов ядерного топлива, сгруппированных в сборку. Каким бы ни был вариант осуществления тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления, материал ядерного топлива, содержащийся в тепловыделяющих подсборках 14 ядерного деления, может представлять собой любой подходящий тип материала ядерного топлива, как описано выше.In some embodiments, the nuclear
По-прежнему как общее представление, применение способа 10 начинают с блока 18. В блоке 20 фронт 22 горения бегущей волны ядерного деления распространяется (как показано стрелками 24) в нервом и втором измерениях в тепловыделяющих подсборках 14 ядерного деления в сборке 16 активной зоны 12 ядерного реактора на бегущей волне. В блоке 26 выбранные тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления управляемо перемещаются первом измерении от соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы определить форму фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления во втором измерении в соответствии с выбранным набором размерных ограничений. Способ 10 останавливают в блоке 28.As a general idea, the application of
Теперь на примерах, не ограничивающих объем настоящего изобретения, будут объяснены некоторые иллюстративные детали.Now, with examples not limiting the scope of the present invention, some illustrative details will be explained.
Тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления несут пространственное соотношение с измерениями, обозначенными как первое и второе измерения. Например, в некоторых вариантах осуществления тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления могут быть удлиненными вдоль второго измерения. В некоторых вариантах осуществления, второе измерение может быть y-измерением или осевым измерением. В некоторых других вариантах осуществления второе измерение может быть х-измерением, z-измерением или боковым измерением.The
Кроме того, в некоторых вариантах осуществления первое измерение может быть практически ортогональным удлиненной оси тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления. В некоторых вариантах осуществления первое измерение и второе измерение могут быть практически ортогональными друг другу.In addition, in some embodiments, the first measurement may be substantially orthogonal to the elongated axis of the
Как первое измерение и второе измерение могут обозначаться различные измерения. Например, в некоторых вариантах осуществления первое измерение может представлять собой радиальное измерение, а второе измерение может представлять собой осевое измерение. В некоторых других вариантах осуществления первое измерение может представлять собой осевое измерение, а второе измерение может представлять собой радиальное измерение. В некоторых вариантах осуществления первое измерение может представлять собой осевое измерение, и второе измерение может представлять собой боковое измерение. В некоторых других вариантах осуществления первое измерение может представлять собой боковое измерение, а второе измерение может представлять собой осевое измерение. В цилиндрической активной зоне со сборками, удлиненными в осевом направлении, такими как в типичных конфигурациях промышленных легководных ядерных реакторах, первое измерение может быть радиальным измерение, а второе измерение может быть осевым измерением. В других конфигурациях реакторов, таких как конфигурация тяжеловодных ядерных реакторов CANDU, тепловыделяющие сборки удлинены в первом измерении и могут быть перемещены в боковом или радиальном втором измерении.As the first dimension and the second dimension, different dimensions can be designated. For example, in some embodiments, the first dimension may be a radial dimension, and the second dimension may be an axial dimension. In some other embodiments, the first dimension may be an axial dimension, and the second dimension may be a radial dimension. In some embodiments, the first dimension may be an axial dimension, and the second dimension may be a lateral dimension. In some other embodiments, the first dimension may be a lateral dimension, and the second dimension may be an axial dimension. In a cylindrical core with axially elongated assemblies, such as in typical configurations of industrial light water nuclear reactors, the first measurement may be a radial measurement and the second measurement may be an axial measurement. In other reactor configurations, such as the CANDU heavy water nuclear reactor configuration, the fuel assemblies are elongated in the first dimension and can be moved in a lateral or radial second dimension.
Как показано на фиг.1В, места в активной зоне 12 реактора в соответствии с различными атрибутами могут характеризоваться как первые места и вторые места. Обычно, место может рассматриваться как пространство вблизи области активной зоны 12 реактора тепловыделяющей подсборки 14 ядерного деления. Кроме того, место может рассматриваться вообще как пространство, непосредственно окружающее любую данную зону в активной зоне 12 реактора, или может рассматриваться как большая часть активной зоны 12 реактора. Например, если обратимся дополнительно к фиг.1С, в некоторых вариантах осуществления первые места могут представлять собой направленные наружу места 30, а вторые места могут представлять собой направленные вовнутрь места 32. Как показано на фиг.1С, в некоторых вариантах осуществления направленные вовнутрь места 32 и направленные наружу места 30 могут основываться на геометрической близости к центральной части активной зоны 12 реактора. В некоторых других вариантах осуществления направленные вовнутрь места и направленные наружу места могут основываться на потоке нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах больше, чем поток нейтроны в направленных наружу местах. В некоторых других вариантах осуществления направленные вовнутрь места и направленные наружу места могут основываться на реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах выше, чем keffective в направленных наружу местах. Варианты осуществления, типичные для реактора на бегущей волне, могут иметь направленные наружу места, включая места снаружи или в направлении распространяющейся волны, а направленные вовнутрь места могут включать места, через которые бегущая волна ядерного деления распространяется или уже распространилась.As shown in FIG. 1B, locations in the
Рассмотрим дальнейшие примеры, если обратимся дополнительно к фиг.1D. В некоторых вариантах осуществления первые места могут включать направленные вовнутрь места 32, и вторые места могут включать направленные наружу места 30. Как показано на фиг.1D, в некоторых вариантах осуществления направленные вовнутрь места 32 и направленные наружу места 30 могут основываться на геометрической близости к центральной части активной зоны 12 реактора. В некоторых других вариантах осуществления направленные вовнутрь места и направленные наружу места могут основываться на потоке нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах больше, чем поток нейтроны в направленных наружу местах. В некоторых других вариантах осуществления направленные вовнутрь места и направленные наружу места могут основываться на реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах выше keffective в направленных наружу местах. В других вариантах осуществления направленные вовнутрь и направленные наружу места могут описываться с точки зрения преобладающей ядерной реакции, протекающей в этих областях. Как пример, не ограничивающий объем настоящего изобретения, направленное вовнутрь место может характеризоваться преобладающими реакциями ядерного деления, в то время как направленное наружу место может характеризоваться преобладающими реакциями ядерного поглощения на воспроизводящем материале.Consider further examples, if we turn in addition to fig.1D. In some embodiments, the first locations may include inwardly extending
Независимо от определения характеристик первых мест и вторых мест, также как и направленных вовнутрь мест или направленных наружу мест, первые места и вторые места могут характеризоваться в соответствии сих атрибутами. Например, в некоторых вариантах осуществления первые места и вторые места могут находиться с противоположных сторон исходного значения в первом измерении. В некоторых других вариантах осуществления первые места и вторые места могут включать, по меньшей мере, один атрибут, практически уравненный. Например, по меньшей мере, один атрибут, который практически уравнен, может содержать геометрическую близость к центральной области активной зоны реактора, поток нейтронов, реактивность и т.п.Regardless of the characterization of first places and second places, as well as inwardly directed places or outwardly directed places, first places and second places may be characterized according to these attributes. For example, in some embodiments, the first places and second places may be on opposite sides of the initial value in the first dimension. In some other embodiments, the implementation of the first places and second places may include at least one attribute, practically equalized. For example, at least one attribute, which is practically equalized, may contain geometric proximity to the central region of the reactor core, neutron flux, reactivity, etc.
Как один пример, не ограничивающий объем настоящего изобретения, показанный на фиг.1Е, выбранные тепловыделяющие подсборки ядерного деления (для наглядности не показанные) можно управляемо перемещать радиально наружу из соответствующих направленных вовнутрь мест 32 в сторону соответствующих направленных наружу мест 30 так, чтобы определить форму фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления в осевом направлении в соответствии с выбранным набором размерных ограничений. Как иллюстрация и не как ограничение объема настоящего изобретения, показаны осевые изменения формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления при радиальном перемещении тепловыделяющих подсборок ядерного деления (не показанных). Левый рисунок иллюстрирует начальную форму фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления. Ясно, что в целях наглядности показана лишь четверть периметра фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления.As one non-limiting example of the invention shown in FIG. 1E, selected nuclear fission fuel subassemblies (not shown for clarity) can be controllably moved radially outward from respective inwardly directed
На рисунке в центре выбранную тепловыделяющую подсборку ядерного деления (не показана) радиально переместили из направленного вовнутрь места 32 в направленное наружу место 30 после того, как выбранная тепловыделяющая подсборка ядерного деления (не показана) горела в течение требуемого времени или в соответствии с требуемым параметром реактивности (таким как, без ограничения, выгорание). Реактивность переместилась радиально наружу от вершины, которая была радиально расположена в направленном вовнутрь месте 32 (как показано на левом рисунке), в направленное наружу место 30 (как показано на рисунке в центре).In the figure in the center, the selected nuclear fission fuel subassembly (not shown) was radially moved from the inwardly directed
На протяжении срока службы активной зоны 12 ядерного реактора на бегущей волне дополнительные тепловыделяющие подсборки ядерного деления (не показаны) могут радиально переставлять наружу из направленных вовнутрь мест 32 в направленные наружу места 30. Как результат этого дополнительного направленного наружу перемещения, тепловыделяющие подсборки ядерного деления (не показаны) в радиально направленных вовнутрь местах в активной зоне 12 ядерного реактора на бегущей волне могут удерживаться от горения больше, чем тепловыделяющие подсборки ядерного деления (не показаны) в радиально направленных наружу местах в активной зоне 12 ядерного реактора на бегущей волне. Как показано на правом рисунке, если радиально наружу, как описано выше, перемещают достаточное число тепловыделяющих подсборок ядерного деления, то форма фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления может аппроксимировать функцию Бесселя (цилиндрическую функцию). Кроме того, если радиально наружу, как описано выше, перемещают достаточное число тепловыделяющих подсборок ядерного деления, то все или практически все тепловыделяющие подсборки ядерного деления в активной зоне 12 ядерного реактора на бегущей волне могут достичь своих соответствующих пределов выгорания или приблизиться к ним почти одновременно. В этом случае использование тепловыделяющих подсборок ядерного деления в активной зоне 12 ядерного реактора на бегущей волне максимизировано.Over the life of a traveling
Как еще один пример, не ограничивающий объем настоящего изобретения, показанный на фиг.1F, выбранные тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления можно управляемо перемещать радиально наружу из соответствующих направленных вовнутрь мест 32 в сторону соответствующих направленных наружу мест 30, а другие тепловыделяющие подсборки 14' ядерного деления можно управляемо перемещать радиально вовнутрь из соответствующих направленных наружу мест 30 в сторону соответствующих направленных вовнутрь мест 32 так, чтобы определить форму фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления в осевом направлении в соответствии с выбранным набором размерных ограничений. То есть выбранные тепловыделяющие сборки 14 и 14' ядерного деления меняют местами между направленными вовнутрь местами 32 и направленными наружу местами 30.As another non-limiting example of the invention shown in FIG. 1F, the selected nuclear
Как иллюстрация и не как ограничение объема настоящего изобретения, показаны осевые изменения формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления при этом взаимозаменяющем радиальном перемещении тепловыделяющих подсборок 14 и 14' ядерного деления. Левый рисунок иллюстрирует начальную форму фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления. На левом рисунке тепловыделяющие сборки 14 ядерного деления имеют больше делящегося содержимого, чем тепловыделяющие сборки 14' ядерного деления. Например, тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления могут быть частью сборки игнайтера для активной зоны 12 ядерного реактора на бегущей волне. Как еще один пример, тепловыделяющие сборки 14 ядерного деления могут содержать делящийся материал, полученный из воспроизводящего изотопного материала в результате поглощения быстрых нейтронов в активной зоне 12 ядерного реактора на бегущей волне и последующего ядерного превращения в делящиеся изотопы. Напротив, тепловыделяющие подсборки 14' ядерного деления имеют меньше делящегося содержимого, чем тепловыделяющие сборки 14 ядерного деления. В некоторых случаях тепловыделяющие подсборки 14' ядерного деления могут содержать больше воспроизводящего изотопного содержимого, чем тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления. В таких случаях тепловыделяющие подсборки 14' ядерного деления являются более поглощающими для быстрых нейтронов, чем тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления.As an illustration and not as a limitation of the scope of the present invention, axial changes in the shape of the burning front of a nuclear
На правом рисунке выбранную тепловыделяющую подсборку 14 ядерного деления переместили радиально наружу с направленного вовнутрь места 32 направленное наружу место 30, и выбранную тепловыделяющую подсборку 14' ядерного деления переместили радиально вовнутрь с направленного наружу места 30 в направленное вовнутрь место 32. После обмена местами тепловыделяющих подсборок 14 и 14' ядерного деления осевой профиль фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления сделали более компактным и более однородным по сравнению с осевым профилем фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления до этого обмена местами (см. левый рисунок). Как результат, в некоторых вариантах осуществления для фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления могут добиться практически однородного или однородного профиля. В некоторых других вариантах осуществления добиваться практически однородного или однородного профиля для фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления может не потребоваться. В этих случаях может потребоваться просто переместить делящийся материал или переместить воспроизводящий изотопный материал. В некоторых других вариантах осуществления может потребоваться расширить фронт 22 горения бегущей волны ядерного деления в радиальном измерении.In the right figure, the selected
Обратимся дополнительно к фиг.1G. Форма фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления может определяться и в радиальном измерении посредством перемещения тепловыделяющих подсборок 14 и 14' ядерного деления в радиальном измерении, как рассмотрено выше со ссылками на фиг.1F. Радиальный профиль фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления можно рассматривать как представляющий ток утечки нейтронов. На левом и правом рисунках фиг.1G показаны виды вдоль осевого измерения, соответствующие левому и правому рисункам соответственно фиг.1F.Turning further to FIG. The shape of the burning front of the nuclear fission traveling wave can also be determined in the radial dimension by moving the
Обратимся теперь к фиг.1Н. Выбранные тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления можно управляемо перемещать в боковом направлении из соответствующих первых мест в сторону соответствующих вторых мест так, чтобы определить форму фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления в радиальном направлении в соответствии с выбранным набором размерных ограничений.Turning now to FIG. The selected nuclear
Левый рисунок иллюстрирует начальную форму фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления, если смотреть в осевом измерении. Выбранная тепловыделяющая подсборка 14 ядерного деления расположена в первом месте z, r, φ1. В этом примере, показанном в иллюстративных целях, тепловыделяющая подсборка 14 ядерного деления вносит реактивность в первом месте z, r, φ1, которая может определяться (по любой причине) сверх количества реактивности, требуемой в первом месте z, r, φ1. Например, тепловыделяющая подсборка 14 ядерного деления может быть частью сборки игнайтера для активной зоны 12 ядерного реактора на бегущей волне. Как еще один пример, тепловыделяющая подсборка 14 ядерного деления может содержать делящийся материал, полученный из воспроизводящего изотопного материала в результате поглощения быстрых нейтронов в активной зоне 12 ядерного реактора на бегущей волне и последующим ядерным превращением в делящиеся изотопы. Как результат, фронт 22 горения бегущей волны ядерного деления может слишком много распространяться в радиальном направлении в первом месте z, r, φ1.The left figure illustrates the initial shape of the
Как показано на правом рисунке, выбранную тепловыделяющую подсборку 14 ядерного деления переместили вдоль бокового измерения φ с первого места z, r, φ1 во второе место z, r, φ2. Ясно, что форма фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления определена радиально как результат бокового перемещения выбранной тепловыделяющей подсборки 14 ядерного деления с первого места z, r, φ1 во второе место z, r, φ2. Боковое перемещение выбранной тепловыделяющей подсборки ядерного деления с первого места z, r, φ1 во второе место z, r, φ2 удалило делящееся содержание с первого места z, r, φ2 и добавило делящееся содержание во второе место z, r, φ1. Как показано на правом рисунке, форма фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления укоротилась вдоль радиального измерения r вблизи первого места z, r, φ1 и удлинилась вдоль радиального измерения r вблизи второго места z, r, φ2.As shown in the right figure, the selected
Управляемое перемещение выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в блоке 26 может повлечь за собой один или несколько процессов. Например, и если обратимся дополнительно к фиг.1I и 1J, в некоторых вариантах осуществления управляемое перемещение выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в блоке 26 может включать поворот по меньшей мере одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления в блоке 34, как показано стрелкой 36 (фиг.1J). Ясно, что поворот по меньшей мере одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления в блоке 34 может выполняться любой подходящей системой манипулирования топливом, находящейся в активной зоне, как это требуется. Кроме того, может потребоваться поворачивать выбранные тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления с тем, чтобы минимизировать или предотвратить деформацию материала конструкции реактора, например изгиб тепловыделяющих подсборок ядерного деления.The controlled movement of the selected nuclear
Как еще один пример, если обратимся дополнительно к фиг.1K и 1L, в некоторых других вариантах осуществления управляемое перемещение выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в блоке 26 может включать переворачивание по меньшей мере одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления в блоке 38, как показано стрелками 40 (ФИГ.1L). Ясно, что переворачивание по меньшей мере одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления в блоке 38 может выполняться любой подходящей системой манипулирования с топливом, находящейся в активной зоне, как это требуется. Переворачивание тепловыделяющей подсборки 14 ядерного деления может привести к тому, что впуск тепловыделяющей подсборки 14 ядерного деления (до переворачивания) станет выпуском тепловыделяющей подсборки 14 ядерного деления (после переворачивания), и vice versa. Это переворачивание может дать в результате осевое уравнивание тепловых напряжений и (или) действия радиации на тепловыделяющую подсборку 14 ядерного деления на концах тепловыделяющей подсборки 14 ядерного деления. Любые эти действия радиации могут быть связаны с температурой и (или) могут быть связаны с изменениями потока нейтронов на осевых концах активной зоны 12 реактора. Ясно, что переворачивание тепловыделяющей подсборки 14 ядерного деления приводит к тому, что оба конца перевернутой тепловыделяющей подсборки 14 ядерного деления перемещаются с первого места во второе место относительно центральной точки переворачивания. Однако в некоторых случаях может потребоваться поменять место сборки и в боковом направлении.As another example, if we turn to FIGS. 1K and 1L, in some other embodiments, the controllable movement of the selected nuclear
Ясно также, что могут быть выбраны одно или несколько размерных ограничений, как требуется для конкретного случая применения. Например, в некоторых вариантах осуществления выбранный набор размерных ограничений может включать предопределенное максимальное расстояние вдоль второго измерения.It is also clear that one or more dimensional constraints can be selected as required for a particular application. For example, in some embodiments, the selected set of dimensional constraints may include a predetermined maximum distance along the second dimension.
В некоторых других вариантах осуществления, выбранный набор размерных ограничений может быть функцией, но меньшей мере, одного из критериев фронта горения. Например, критерий фронта горения могут включать поток нейтронов. В некоторых вариантах осуществления поток нейтронов может быть связан, по меньшей мере, с одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления. В некоторых других вариантах осуществления критерий фронта горения могут включать флюенс нейтронов. В некоторых вариантах осуществления флюенс нейтронов может быть связан по меньшей мере с одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления.In some other embodiments, implementation, the selected set of dimensional restrictions may be a function, but at least one of the criteria of the combustion front. For example, a criterion for a combustion front may include a neutron flux. In some embodiments, a neutron flux may be associated with at least one of the selected nuclear
В некоторых других вариантах осуществления критерии фронта горения могут включать выгорание ядерного топлива. В некоторых вариантах осуществления выгорание ядерного топлива может быть связано по меньшей мере с одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления. В таких вариантах осуществления может потребоваться передвинуть выбранные тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления с первого места, имеющего первую скорость выгорания, во второе место, имеющего вторую скорость выгорания. Если выбранная тепловыделяющая подсборка 14 ядерного деления приближается к концу своего срока службы, то первым местом может быть место, характеризующееся высокой скоростью выгорания, и вторым местом может быть место, характеризующееся меньшей скоростью выгорания (относительно высокой скорости выгорания в первом место) или практически нулевым значением скорости выгорания. В вариантах осуществления, в которых тепловыделяющая подсборка 14 ядерного деления воспроизводится, может потребоваться передвинуть тепловыделяющую подсборку 14 ядерного деления с первого места, имеющего низкую скорость выгорания, во второе место, имеющее более высокую скорость выгорания (относительно скорости выгорания первого места).In some other embodiments, combustion front criteria may include the burning of nuclear fuel. In some embodiments, the burnup of nuclear fuel may be associated with at least one of the selected
В некоторых других вариантах осуществления критерий фронта горения могут включать место фронта горения в пределах по меньшей мере одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления. Место фронта горения может характеризоваться признаками активной зоны 12 ядерного реактора на бегущей волне или тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления в ней. Эти признаки могут включать среди прочих скорость деления, скорость воспроизводства, выходную мощность, температуру, реактивность и т.п., но не быть ограниченными данными параметрами.In some other embodiments, the implementation of the criteria of the combustion front may include the location of the combustion front within at least one of the selected
Ясно, что управляемое перемещение выбранных тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в блоке 26 может выполняться любым образом, как требуется для конкретного случая применения. Например, если обратимся дополнительно к фиг.1М (и как показано на фиг.1С и 1D), в некоторых вариантах осуществления управляемое перемещение выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в блоке 26 может включать управляемое перемещение выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления радиально вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в блоке 42. Ясно, что радиальное перемещение в блоке 42 может выполняться любой подходящей системой манипулирования топливом, находящейся в активной зоне, как это требуется.It is clear that the controlled movement of the selected nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places in
В некоторых других вариантах осуществления, если обратимся дополнительно к фиг.1N и 1O, управляемое перемещение выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в блоке 26 может представлять собой управляемое перемещение выбранных тепловыделяющих подсборок ядерного деления по спирали вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в блоке 44, как показано стрелкой 46. Ясно, что перемещение по спирали в блоке 44 может выполняться любой подходящей системой манипулирования с топливом, находящейся в активной зоне, как это требуется.In some other embodiments, if we refer further to FIGS. 1N and 1O, the controlled movement of the selected nuclear
В некоторых других вариантах осуществления, если обратимся дополнительно к фиг.1Р и 1Q, управляемое перемещение выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в блоке 26 может представлять собой управляемое перемещение выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления аксиально вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в блоке 48, как показано стрелкой 50. Ясно, что осевое перемещение в блоке 48 может выполняться любой подходящей системой манипулирования с топливом, находящейся в активной зоне, как это требуется.In some other embodiments, if we refer further to FIGS. 1P and 1Q, the controlled movement of the selected
Ясно, что форма фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления может определяться любым параметром, связанным с фронтом 22 горения бегущей волны ядерного деления, таким как неограниченный поток нейтронов, флюенс нейтронов, выгорание и (или) реактивность (или любыми из их составляющих). Ясно также, что фронт 22 горения бегущей волны ядерного деления может иметь любую форму, какая требуется для конкретного случая применения. Например, если обратимся дополнительно к фиг.1R, в некоторых вариантах осуществления форма фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления может быть практически сферической. В некоторых других вариантах осуществления, если обратимся дополнительно к фиг.1S, форма фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления может практически соответствовать выбранной непрерывно искривленной поверхности. В некоторых вариантах осуществления, если обратимся дополнительно к фиг.1Т, форма фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления может быть практически осесимметричной относительно второго измерения. В некоторых других вариантах осуществления, если обратимся дополнительно к фиг.1U и 1V, форма фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления может иметь практически n-кратную осевую симметрию относительно второго измерения.It is clear that the shape of the burning front of the nuclear
Специалистам известно, что поддерживание практически постоянного, 'плоского', профиля горения (такого как функция Бесселя) в активной зоне реактора уменьшает образование резких максимумов среди тепловыделяющих подсборок ядерного деления в активной зоне и повышает использование топлива. В ядерном реакторе на бегущей волне, описанном выше, область горения реактора обычно расширяется в размере вследствие высокого коэффициента воспроизводства. Область горения поддерживается достаточным количеством подачи ядерного материала, такого как воспроизводящий изотопный материал или делящийся материал, чтобы поддерживать высокий коэффициент воспроизводства.It is known to those skilled in the art that maintaining a substantially constant “flat” combustion profile (such as the Bessel function) in the reactor core reduces the formation of sharp maxima among the nuclear fission fuel subassemblies in the core and increases fuel use. In the traveling wave nuclear reactor described above, the combustion region of the reactor typically expands in size due to the high reproduction rate. The combustion area is supported by a sufficient supply of nuclear material, such as reproducing isotopic material or fissile material, to maintain a high reproduction rate.
Ясно, что в некоторых конструктивных исполнениях реактора есть преимущества в перемещении тепловыделяющих подсборок ядерного деления, как описано выше, чтобы поддерживать требуемые характеристики фронта горения. Например, перемещение тепловыделяющих подсборок ядерного деления радиально в область горения может действовать для подачи либо воспроизводящего изотопного материала или делящегося материала в зону реакции. Передвижение тепловыделяющих подсборок ядерного деления радиально наружу может служить для перемещения тепловыделяющих подсборок ядерного деления, достигших своего предела выгорания, из зоны высокой нейтронной активности. Направленное радиально наружу передвижение может служить и для снижения плотности энерговыделения области горения путем распространения делящегося, выгорающего, материала ядерного топлива в области, еще не вступавшие в реакцию. Ясно, что радиальное передвижение в сочетании со спиральным передвижением обеспечивает более медленное пространственное приращение радиального движения с азимутальным передвижением для дальнейшего формирования фронта горения. Ясно также, что в некоторых случаях тепловыделяющие подсборки ядерного деления могут меняться местами (либо чередоваться) с другими тепловыделяющими подсборками в других местах. В этих случаях воспроизводящий изотопный материал из зоны воспроизводства может заменяться хорошо выгоревшим материалом из области горения реактора. В других случаях материал ядерного топлива может заменяться из мест, непосредственно прилегающих к активной зоне реактора, например, из двух или более замененных мест тепловыделяющих подсборок ядерного деления.It is clear that in some reactor designs there are advantages in moving the nuclear fission fuel subassemblies, as described above, in order to maintain the required characteristics of the combustion front. For example, moving the nuclear fission fuel subassemblies radially into the combustion region may act to supply either a reproducing isotopic material or fissile material to the reaction zone. The movement of the nuclear fission fuel subassemblies radially outward can serve to move the nuclear fission fuel subassemblies, having reached their burnup limit, from the zone of high neutron activity. Movement directed radially outward can also serve to reduce the energy density of the combustion region by spreading fissile, fading, nuclear fuel material in areas that have not yet reacted. It is clear that radial movement in combination with spiral movement provides a slower spatial increment of radial movement with azimuthal movement for the further formation of the combustion front. It is also clear that in some cases the fuel subassemblies of nuclear fission can change places (or alternate) with other fuel subassemblies in other places. In these cases, reproducing isotopic material from the reproduction zone can be replaced by well-burnt material from the combustion zone of the reactor. In other cases, the nuclear fuel material may be replaced from places directly adjacent to the reactor core, for example, from two or more replaced places of the nuclear fission fuel subassemblies.
В некоторых вариантах осуществления, если обратимся дополнительно к фиг.1W, форма фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления вдоль второго измерения может быть асимметричной. В некоторых вариантах осуществления, форма фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления может быть осеасимметричной (характеризоваться осевой асимметрией) относительно второго измерения.In some embodiments, if we refer further to FIG. 1W, the shape of the burning front of the nuclear fission traveling wave along the second dimension may be asymmetric. In some embodiments, the shape of the burning front of the nuclear fission traveling wave may be axisymmetric (characterized by axial asymmetry) with respect to the second dimension.
В некоторых вариантах осуществления, если обратимся дополнительно к фиг.1X, способ 20 может включать также стадию, на которой (в блоке 52) инициируют фронт 22 горения бегущей волны ядерного деления сборками игнайтера (не показанными) бегущей волны ядерного деления. Иллюстративные примеры инициирования бегущей волны ядерного деления сборками игнайтера бегущей волны ядерного деления описаны выше, и необходимости в повторении нет. Обратимся дополнительно к фиг.1Y. В блоке 54 по меньшей мере одну из сборок игнайтера бегущей волны ядерного деления могут удалять перед управляемым перемещением выбранных тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места. Обратимся дополнительно к фиг.1Z. В некоторых вариантах осуществления удаление, по меньшей мере, одной из сборок воспламенителя бегущей волны ядерного деления в блоке 54 перед управляемым перемещением выбранных тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места может включать (в блоке 56) удаление, по меньшей мере, одной из сборок игнайтера бегущей волны ядерного деления из вторых мест перед управляемым перемещением выбранных тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.In some embodiments, if we refer additionally to FIG. 1X, the
В некоторых вариантах осуществления, если обратимся дополнительно к фиг.1АА, в блоке 58 вызывают, что ядерный реактор на бегущей волне становится субкритическим перед управляемым перемещением выбранных тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места. Например, если обратимся дополнительно к фиг.1АВ, в некоторых вариантах осуществления вызывание, чтобы ядерный реактор на бегущей волне стал субкритическим (в блоке 58), может включать введение поглощающего нейтроны материала в активную зону реактора в блоке 60.In some embodiments, if we turn to FIG. IAA, in
Обратимся дополнительно к фиг.1АС. В некоторых вариантах осуществления в блоке 62 критичность могут восстанавливать после управляемого перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места. Например, если обратимся дополнительно к фиг.1AD, в некоторых вариантах осуществления восстановление критичности в блоке 62 может включать удаление, по меньшей мере, части поглощающего нейтроны материала из активной зоны реактора в блоке 64.Turning further to FIG. 1AC. In some embodiments, at
В некоторых вариантах осуществления, если обратимся дополнительно к фиг.1АЕ, в блоке 66 ядерный реактор на бегущей волне могут останавливать перед управляемым перемещением выбранных тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места. Обратимся дополнительно к фиг.1AF. В блоке 68 ядерный реактор на бегущей волне могут повторно запускать после управляемого перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.In some embodiments, if we refer further to FIG. 1AE, in block 66 a traveling wave nuclear reactor can be stopped before the controlled movement of selected nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from corresponding first places to corresponding second places. Turning further to FIG. 1AF. At a
Обратимся теперь к фиг.2А к фиг.1В. Предлагается иллюстративный способ 200 для управления ядерным реактором на бегущей волне, в котором фронт 22 горения бегущей волны ядерного деления распространяется вдоль первого и второго измерений. Способ 200 начинают в блоке 202. В блоке 204 определяют требуемую форму фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления вдоль второго измерения в тепловыделяющих подсборках 14 ядерного деления в соответствии с выбранным набором размерных ограничений. В блоке 206 определяют перемещение выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.Turning now to FIG. 2A to FIG. 1B. An illustrative method 200 is provided for controlling a traveling wave nuclear reactor in which the combustion front of a traveling nuclear fission wave propagates along the first and second dimensions. The method 200 starts at
Обратимся дополнительно к фиг.2В, в некоторых вариантах осуществления в блоке 210 определяют существующую форму фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления. Ясно, что определение существующей формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления в блоке 210 могут выполнять, как это требуется в отношении определения требуемой формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления в блоке 204. В некоторых вариантах осуществления определение существующей формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления в блоке 210 могут выполнять до определения требуемой формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления в блоке 204. В некоторых других вариантах осуществления определение существующей формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления в блоке 210 могут выполнять практически одновременно с определением требуемой формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления в блоке 204. В некоторых других вариантах осуществления определение существующей формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления в блоке 210 могут выполнять после определения требуемой формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления в блоке 204. Требуемую форму могут определять, как требуется, включая определение скорости деления, расчетного выгорания, скорости воспроизводства, распределения температуры, распределения плотности энерговыделения, истории эксплуатации сборки и реактивной способности перемещенного ядерного топлива в соответствующих местах.Turning further to FIG. 2B, in some embodiments, an existing shape of a burning front of a nuclear fission traveling wave is determined in
Ясно, что выбранные тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления могут перемещаться с любой целью, как это требуется для конкретного случая применения, например для установления требуемой формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления и (или) поддерживания требуемой формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления. Например, в некоторых вариантах осуществления, если обратимся дополнительно к фиг.2С, определение перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы в блоке 206 может включать определение перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы установить требуемую форму, в блоке 212. В некоторых других вариантах осуществления, если обратимся дополнительно к фиг.2D, определение перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы может включать определение перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы поддерживать требуемую форму в блоке 214.It is clear that the selected nuclear
Ясно, что может потребоваться определить, среди прочего, время, когда выполнять требуемое перемещение. С этой целью, и если обратимся к фиг.2Е, в некоторых вариантах осуществления в блоке 216 определение времени, когда перемещать выбранные тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места выполняют в зависимости от требуемой формы. Ясно также, что определение в блоке 216 могут выполнять в любой момент при осуществлении способа 200, как требуется.It is clear that it may be necessary to determine, among other things, the time when to perform the required movement. For this purpose, and if we turn to FIG. 2E, in some embodiments, block 216 determines the time when to move the selected nuclear
В некоторых вариантах осуществления, выбранные тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления могут перемещать. Обратимся дополнительно к фиг.2F. В блоке 218 выбранные тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления могут перемещаться вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.In some embodiments, selected
Ясно, что некоторые аспекты способа 200 подобны некоторым из аспектов способа 10, которые объяснены выше. Эти подобные аспекты будут упомянуты, но для краткости нет нужды повторного объяснения их деталей для понимания.It is clear that some aspects of the method 200 are similar to some of the aspects of the
Например, если обратимся дополнительно к фиг.1В, в некоторых вариантах осуществления тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления могут быть удлиненными вдоль второго измерения. Первое измерение может быть практически ортогональным удлиненной оси тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления. Первое измерение и второе измерение могут быть практически ортогональными друг другу.For example, if we turn further to FIG. 1B, in some embodiments, the nuclear
В дальнейших примерах и по-прежнему обращаясь дополнительно к фиг.1В, первое измерение может представлять собой радиальное измерение, а второе измерение может представлять собой осевое измерение. В некоторых других примерах первое измерение может представлять собой осевое измерение, а второе измерение может представлять собой радиальное измерение. Ядерные реакторы деления любого типа могут содержать тепловыделяющие подсборки ядерного деления, которые проходят по всему осевому измерению, с несколькими тепловыделяющими подсборками ядерного деления, проходящими по радиальному измерению. Бегущая волна ядерного деления может распространяться вдоль и по осевому измерению с иной скоростью, чем в радиальном измерении, в зависимости от распределения плотности энерговыделения и дивергенции (отклонений), в данном случае, бегущей волны ядерного деления из внутренних зон к наружным зонам, особенно в конструктивных исполнениях с цилиндрической активной зоной реактора. В этом случае требуется выполнять радиальные перемещения тепловыделяющих подсборок ядерного деления, чтобы сохранить форму волны и характеристики в осевом измерение. Например, распространение бегущей волны ядерного деления в пределах оси зоны реактора будет способствовать утечке нейтронов из активной зоны реактора на осевых концах активной зоны реактора. Эта утечка, как описано выше, уменьшает превращение воспроизводящих ядер в делящиеся в ядерном реакторе деления. Тепловыделяющие подсборки ядерного деления с фронтом горения, который распространяется в нежелательные осевые места, могут быть передвинуты радиально так, чтобы тепловыделяющие подсборки ядерного деления подвергались нейтронной активности в местах в тепловыделяющей подсборке ядерного деления, которые уменьшают и (или) ограничивают дальнейшее распространение фронта горения в нежелательные места. В других случаях может потребоваться передвинуть тепловыделяющие подсборки ядерного деления радиально на основании распространения бегущей волны ядерного деления в осевом измерении с таким расчетом, чтобы делящийся материал, воспроизведенный в осевые области тепловыделяющей подсборки ядерного деления, мог использоваться в других частях активной зоны ядерного реактора деления. В данном осевом месте фронт горения можно сделать неравномерным в радиальном измерении путем управляемого перемещения тепловыделяющих подсборок ядерного деления так, чтобы при необходимости в этом можно было создать альтернативные зоны меняющего обогащения. Расположение зон высокого обогащения рядом с зонами отработанного или обедненного топлива повышает утечку нейтронов из зон высокого обогащения в зоны низкого обогащения, тем самым способствуя превращению воспроизводящего изотопного материала в делящийся материал. Ясно, что вышеупомянутые перемещения могут быть выполнены, чтобы способствовать распространению в первом измерении, ограничивая при этом распространение во втором измерении.In further examples and still referring to FIG. 1B, the first dimension may be a radial dimension, and the second dimension may be an axial dimension. In some other examples, the first dimension may be an axial dimension, and the second dimension may be a radial dimension. Nuclear fission reactors of any type may comprise nuclear fission fuel subassemblies that extend across the entire axial dimension, with several nuclear fission fuel subassemblies that follow the radial dimension. A traveling nuclear fission wave can propagate along and along the axial measurement at a different speed than in the radial measurement, depending on the distribution of energy release density and divergence (deviations), in this case, a traveling nuclear fission wave from internal zones to external zones, especially in structural versions with a cylindrical reactor core. In this case, it is required to perform radial movements of the nuclear fission fuel subassemblies in order to preserve the waveform and characteristics in the axial dimension. For example, the propagation of a traveling nuclear fission wave within the axis of the reactor zone will contribute to neutron leakage from the reactor core at the axial ends of the reactor core. This leak, as described above, reduces the conversion of reproducing nuclei to fissile in a nuclear fission reactor. The nuclear fission fuel subassemblies with a combustion front that propagates to undesirable axial locations can be radially moved so that the nuclear fission fuel subassemblies undergo neutron activity in places in the nuclear fission fuel subassembly that reduce and (or) limit the further propagation of the combustion front to undesirable places. In other cases, it may be necessary to move the nuclear fission fuel subassemblies radially based on the propagation of the nuclear fission traveling wave in the axial dimension so that fissile material reproduced in the axial regions of the nuclear fission fuel subassembly can be used in other parts of the core of the nuclear fission reactor. At this axial location, the combustion front can be made uneven in the radial measurement by controlled movement of the fuel subassemblies of nuclear fission so that, if necessary, alternative zones of changing enrichment could be created in this. The location of the high enrichment zones near the spent or depleted fuel zones increases the neutron leakage from the high enrichment zones to low enrichment zones, thereby contributing to the conversion of the reproducing isotopic material into fissile material. It is clear that the aforementioned movements can be made to facilitate propagation in the first dimension, while limiting propagation in the second dimension.
В некоторых других примерах, если по-прежнему обратимся дополнительно к фиг.1В, первое измерение может представлять собой осевое измерение, а второе измерение может представлять собой боковое измерение. В других примерах первое измерение может представлять собой боковое измерение, а второе измерение может представлять собой осевое измерение.In some other examples, if we continue to refer in addition to FIG. 1B, the first dimension may be an axial dimension, and the second dimension may be a lateral dimension. In other examples, the first dimension may be a lateral dimension, and the second dimension may be an axial dimension.
Как уже отмечалось, и если обратимся дополнительно к фиг.1С, первые места могут представлять собой направленные наружу места 30 и вторые места могут представлять собой направленные вовнутрь места 32. И как уже отмечалось, направленные вовнутрь места 32 и направленные наружу места 30 могут основываться на геометрической близости к центральной части активной зоны 12 реактора. Направленные вовнутрь места 32 и направленные наружу места 30 могут основываться на потоке нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах 32 больше, чем поток нейтроны в направленных наружу местах 30. Как уже отмечалось, направленные вовнутрь места 32 и направленные наружу места 30 могут основываться на реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах 32 выше, чем keffective в направленных наружу местах 30.As already noted, and if we turn further to FIG. 1C, the first places may be outwardly directed
В некоторых вариантах осуществления, если обратимся дополнительно к фиг.1D, первые места могут представлять собой направленные вовнутрь места 32 и вторые места могут представлять собой направленные наружу места 30. Направленные вовнутрь места и направленные наружу места могут основываться на геометрической близости к центральной части активной зоны 12 реактора, и (или) основываться на потоке нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах больше, чем поток нейтронов в направленных наружу местах, и (или) основываться на реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах выше, чем keffective в направленных наружу местах.In some embodiments, if we refer further to FIG. 1D, the first locations may be inwardly directed
В некоторых вариантах осуществления, и как показано на фиг.1В, первые места и вторые места могут располагаться с противоположных сторон опорного значения вдоль первого измерения.In some embodiments, and as shown in FIG. 1B, first places and second places may be located on opposite sides of the reference value along the first measurement.
Как также показано на фиг.1В, в некоторых вариантах осуществления первые места и вторые места могут включать, по меньшей мере, один атрибут, который является практически уравненным. Например, по крайней мере, один атрибут может включать в себе геометрическую близость к центральной области активной зоны 12 реактора, поток нейтронов и (или) реактивность.As also shown in FIG. 1B, in some embodiments, the first places and second places may include at least one attribute that is substantially equal. For example, at least one attribute may include a geometric proximity to the central region of the
В некоторых вариантах осуществления, если обратимся дополнительно к фиг 2G, определение перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в блоке 206 может включать определение вращения по меньшей мере одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления в блоке 220. В некоторых вариантах осуществления, если обратимся дополнительно к фиг.2Н, определение перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в блоке 206 может включать определение переворачивания по меньшей мере одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления в блоке 222.In some embodiments, if we refer further to FIG. 2G, determining the movement of the selected nuclear
В некоторых вариантах осуществления выбранный набор размерных ограничений может включать предопределенное максимальное расстояние вдоль второго измерения. В некоторых других вариантах осуществления выбранный набор размерных ограничений является функцией, по меньшей мере, одного из критериев фронта горения. Например, критерий фронта горения может включать поток нейтронов, такой как неограниченный поток нейтронов, связанный, по меньшей мере, с одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14. Как еще одни пример, критерий фронта горения может включать флюенс нейтронов, такой как без ограничения флюенс нейтронов, связанный, по меньшей мере, с одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления. Как еще один пример, критерий фронта горения может включать выгорание, такое как неограниченное выгорание, связанное, по меньшей мере, с одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления. В некоторых других вариантах осуществления критерий фронта горения может включать место фронта горения, по меньшей мере, в одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления.In some embodiments, the selected set of dimensional constraints may include a predetermined maximum distance along the second dimension. In some other embodiments, the selected set of dimensional constraints is a function of at least one of the criteria of the combustion front. For example, a combustion front criterion may include a neutron flux, such as an unlimited neutron flux associated with at least one of the selected
Обратимся дополнительно к фиг.2I. В некоторых вариантах осуществления определение перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в блоке 206 может включать определение радиальное перемещение выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в блоке 224. В некоторых вариантах осуществления, если обратимся дополнительно к фиг.2J, определение перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в блоке 206 может включать определение спирального перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в блоке 226. В некоторых других вариантах осуществления, если обратимся дополнительно к фиг.2K, определение перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в блоке 206 может включать определение осевого перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления в блоке 228.Turning further to FIG. In some embodiments, determining the movement of the selected nuclear
Обратимся дополнительно к фиг.2L. В некоторых вариантах осуществления определение требуемой формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления в блоке 204 может включать определение практически сферической формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления в блоке 230. В некоторых других вариантах осуществления, если обратимся дополнительно к фиг.2М, определение требуемой формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления вдоль второго измерения в блоке 204 может включать определение формы непрерывно искривленной поверхности фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления в блоке 232. В некоторых других вариантах осуществления искривленная поверхность может выполняться такой, чтобы увеличить площадь поверхности фронта горения. В этих вариантах осуществления утечка нейтронов из зон горения в воспроизводящие зоны усиливается.Turning further to FIG. 2L. In some embodiments, determining a desired shape of a nuclear
Требуемая форма фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления может быть любой. Как уже отмечалось, в различных вариантах осуществления требуемая форма фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления может быть практически осесимметричной относительно второго измерения; требуемая форма фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления может иметь практически n-кратную осевую симметрию относительно второго измерения; требуемая форма фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления может быть асимметричной; и (или) требуемая форма фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления может быть осеасимметричной относительно второго измерения. В некоторых других вариантах осуществления симметричные формы n-кратной симметрии могут преобразовываться в отдельные зоны горения в активной зоне ядерного реактора на бегущей волне. Например, фронт горения может преобразовываться в лепестки, которые распространяться в n или меньше отдельных (то есть нейтронно развязанных) зон горения (см. фиг.1V).The desired shape of the
Некоторые варианты осуществления могут быть представлены как иллюстративные системы. Например, как показано на фиг.3А, предлагается иллюстративная система 300 для определения перемещения тепловыделяющих подсборок ядерного деления (не показанных на фиг.3А). Как один пример, не ограничивающий объем настоящего изобретения, система 300 может обеспечить подходящую системную среду для осуществления способа 200 (фиг.2А-2М). В некоторых вариантах осуществления, если обратимся дополнительно к фиг.1В, для фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления, распространяющегося в первом и втором измерениях, электрические схемы 302 предусмотрены для определения требуемой формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления вдоль второго измерения в тепловыделяющих подсборках 14 ядерного деления в соответствии с выбранным набором размерных ограничений. Электрические схемы 304 предусмотрены для определения перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.Some embodiments may be presented as illustrative systems. For example, as shown in FIG. 3A, an exemplary system 300 is provided for determining the movement of nuclear fission fuel subassemblies (not shown in FIG. 3A). As one non-limiting example, system 300 can provide a suitable system environment for implementing method 200 (FIGS. 2A-2M). In some embodiments, if we refer additionally to FIG. 1B, for a nuclear
В общем смысле, специалисты поймут, что различные аспекты, описанные в настоящем документе, которые могут реализовываться - отдельно и (или) совместно - самыми разными аппаратными средствами, видами программного обеспечения, программно-аппаратными средствами и (или) их любым сочетанием, можно рассматривать как состоящие из различных типов "электрических схем". Следовательно, в том значении, в каком он используется в настоящем описании, термин "электрические схемы" включает без ограничения электрические схемы, имеющие, по меньшей мере, одну дискретную электрическую схему; электрические схемы, имеющие по меньшей мере одну интегральную схему; электрические схемы, имеющие но меньшей мере одну специализированную интегральную схему; электрические схемы, образующие универсальное вычислительное устройство, конфигурированное компьютерной программой (например, универсальный компьютер, конфигурированный компьютерной программой, который, по меньшей мере, частично осуществляет процессы и (или) устройства, описанные в настоящем документе, или микропроцессор, конфигурированный компьютерной программой, который, по меньшей мере, частично осуществляет процессы; и (или) устройства, описанные в настоящем документе); электрические схемы, образующие запоминающее устройство (например, виды памяти (например, оперативная память, флэш-память, постоянное запоминающее устройство и т.д.)); и (или) электрические схемы, образующие связевое устройство (например, модем, связной коммутатор (свитч), оптикоэлектрическое оборудование и т.д.). Специалисты поймут, что предмет изобретения, описанный в настоящем документе, может быть реализован в аналоговом или цифровом виде или в некотором их сочетании.In a general sense, specialists will understand that the various aspects described in this document, which can be implemented - separately and (or) together - by a variety of hardware, types of software, software and hardware and / or any combination thereof, can be considered as consisting of various types of "electrical circuits". Therefore, in the sense in which it is used in the present description, the term "electrical circuits" includes, without limitation, electrical circuits having at least one discrete electrical circuit; electrical circuits having at least one integrated circuit; electrical circuits having at least one specialized integrated circuit; electrical circuits forming a universal computing device configured by a computer program (eg, a universal computer configured by a computer program that at least partially implements the processes and / or devices described herein or a microprocessor configured by a computer program which, at least partially implements the processes; and (or) the devices described herein); electrical circuits forming a storage device (for example, types of memory (for example, random access memory, flash memory, read-only memory, etc.)); and (or) electrical circuits forming a communication device (for example, a modem, communication switch (switch), optoelectric equipment, etc.). Those skilled in the art will understand that the subject matter described herein may be implemented in analog or digital form or in some combination thereof.
Обратимся дополнительно к фиг.3В. В одном иллюстративном примере электрические схемы 302 и (или) электрические схемы 304 могут быть воплощены как вычислительная система 306 (которая может также именоваться главным компьютером или главной системой). В проиллюстрированном варианте осуществления центральный процессор ("CPU") (или микропроцессор) 308 подсоединен к системной шине 310. Оперативное запоминающее устройство ("RAM") 312 подключено к системной шине 310 и обеспечивает CPU 308 доступ к запоминающему устройству 314 (которое может использоваться для хранения данных, связанных с одним или несколькими параметрами фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления). При выполнении запрограммированных команд CPU 308 запоминает эти стадии процесса в RAM 312 и выполняет сохраненные стадии процесса из RAM 312.Turning further to FIG. 3B. In one illustrative example, electrical circuits 302 and / or
Вычислительная система 306 может подключаться к вычислительной сети (не показана) с помощью сетевого интерфейса 316 и через сетевое соединение (не показано). Одной такой сетью является Интернет, который позволяет вычислительной системе 306 скачивать приложение, код, документы и иную электронную информацию.
Постоянное запоминающее устройство ("ROM") 318 предусмотрено для хранения инвариантных последовательностей команд, таких как последовательности команд пуска или последовательности базовой операционной системы ввода-вывода (BIOS).Read only memory (“ROM”) 318 is provided for storing invariant command sequences, such as start command sequences or basic operating system input / output (BIOS) sequences.
Интерфейс устройств ввода-вывода ("I/O") 320 позволяет вычислительной системе 306 подключаться к различным устройствам ввода-вывода, например, к клавиатуре, указывающему устройству ("мышке"), монитору, принтеру, модему и т.п. Интерфейс устройств ввода-вывода 320 для простоты показан как один блок, но может представлять собой несколько интерфейсов для сопряжения с различными типами устройств ввода-вывода.The input / output device interface (“I / O”) 320 allows the
Ясно, что варианты осуществления не ограничиваются архитектурой вычислительной системы 306, показанной на фиг.3В. В зависимости от типа приложений/условий (внешней среды) бизнеса, вычислительная система 306 может иметь больше или меньше компонентов. Например, вычислительная система 306 может быть телевизионной абонентской приставкой, лэптопом, ноутбуком, настольной системой или иными типами систем.It is clear that the embodiments are not limited to the architecture of the
В различных вариантах осуществления части раскрытых систем и способов включают один или несколько компьютерных программных продуктов. Компьютерный программный продукт включает считываемую компьютером запоминающую среду, такую как энергонезависимая запоминающая среда, и части считываемой компьютером управляющей программы, такие как набор машинных программ, воплощенный в считываемой компьютером запоминающей среде. Обычно компьютерная программа хранится и выполняется процессором или связанным запоминающим устройством, такими как обрабатывающими компонентами, показанными на фиг.3В.In various embodiments, portions of the disclosed systems and methods include one or more computer program products. A computer program product includes a computer-readable storage medium, such as a non-volatile storage medium, and portions of a computer-readable control program, such as a set of computer programs embodied in a computer-readable storage medium. Typically, a computer program is stored and executed by a processor or associated storage device, such as the processing components shown in FIG. 3B.
В этом отношении фиг.2А-2М и 3А-3С представляют собой блок-схемы соответственно способов, систем и программных продуктов в соответствии с различными вариантами осуществления. Понятно, что каждый блок блок-схем и сочетания блоков на блок-схемах могут реализовываться командами компьютерных программ. Эти команды компьютерных программ могут загружаться в компьютер или иное программируемое устройство для создания механизма, чтобы команды, которые выполняются на компьютере или ином программируемом устройстве, создавали средства для реализации функций, указанных на блок-схеме (блок-схемах). Эти команды компьютерных программ могут загружаться и в считываемую компьютером память, которая может командовать компьютеру или иному программируемому устройству действовать конкретным образом с тем, чтобы команды, хранящиеся в считываемой компьютером памяти, создавали изделие, в том числе командные средства, реализующие функцию, указанную на блок-схеме (блок-схемах). Эти команды компьютерных программ могут загружаться и в компьютер или иное программируемое устройство, чтобы обеспечить выполнение ряда операционных стадий в компьютере или ином программируемом устройстве, чтобы создать реализованный компьютером процесс так, чтобы команды, которые выполняются компьютером или иным программируемым устройством, создавали стадии для реализации функций, указанных на блок-схеме (блок-схемах).In this regard, FIGS. 2A-2M and 3A-3C are flowcharts of methods, systems, and software products, respectively, in accordance with various embodiments. It is understood that each block of flowcharts and combinations of blocks in flowcharts can be implemented by computer program instructions. These commands of computer programs can be loaded into a computer or other programmable device to create a mechanism so that the commands that are executed on a computer or other programmable device create means for implementing the functions indicated in the block diagram (block diagrams). These commands of computer programs can also be loaded into computer-readable memory, which can command a computer or other programmable device to act in a specific way so that instructions stored in computer-readable memory create a product, including command tools that implement the function indicated on the block diagram (flowcharts). These computer program instructions can also be downloaded to a computer or other programmable device to ensure that a number of operational steps are performed on a computer or other programmable device, to create a computer-implemented process so that instructions that are executed by a computer or other programmable device create stages for implementing functions indicated on the flowchart (flowcharts).
Соответственно, блоки блок-схемы поддерживают сочетания средств для выполнения указанных функций, сочетания стадий для выполнения указанных функций и программные командные средства для выполнения указанных функций. Понятно также, что каждый блок блок-схемы и сочетания блоков на блок-схеме (блок-схемах) могут реализовываться специальными компьютерными системами на основе аппаратных средств, выполняющими указанные функции или стадии, или сочетаниями специальных аппаратных средств и машинных команд.Accordingly, the blocks of the flowchart support combinations of means for performing the specified functions, combinations of stages for performing the specified functions and software command means for performing the specified functions. It is also clear that each block of the block diagram and combinations of blocks in the block diagram (block diagrams) can be implemented by special computer systems based on hardware that perform the specified functions or stages, or by combinations of special hardware and machine instructions.
Обратимся дополнительно к фиг.3С. В некоторых вариантах осуществления электрические схемы 304 могут предназначаться и для определения существующей формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления. Например, датчики 322 могут быть функционально подключенными к электрическим схемам 304 в сигнальном сообщении посредством соответствующего интерфейса ввода 324. Датчики 322 могут включать собой любой подходящий датчик, измеряющий определенные параметр фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления. Например, датчики 322 могут измерять поток нейтронов, флюенс нейтронов, выгорание и (или) реактивность (или их любые составляющие).Turning further to FIG. 3C. In some embodiments,
Как уже отмечалось, варианты осуществления системы 300 и электрических схем 302 и 304 могут предназначаться для создания подходящей системной среды для осуществления способа 200 (фиг.2А-2М) (независимо от того, загружены ли компьютерные программные команды в компьютер или иное программируемое устройство для создания механизма), чтобы команды, которые выполняются на компьютере или ином программируемом устройстве, создавали средства для реализации функций, указанных на блок-схеме (блок-схемах), или каждый блок блок-схемы и сочетания блоков на блок-схеме (блок-схемах) реализовывались специальными компьютерными системами на основе аппаратных средств, выполняющими указанные функции или стадии, или сочетаниями специальных аппаратных средств и машинных команд. Некоторые отличительные признаки вариантов осуществления системы 300 будут рассмотрены со ссылками дополнительно на фиг.1B-D, 1J, 1L, 1О, 1Q, 1R-1W и 2А-2М.As already noted, embodiments of the system 300 and
С этой целью в некоторых вариантах осуществления электрические схемы 304 могут предназначаться и для определения перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы установить требуемую форму. Электрические схемы 304 могут предназначаться и для определения перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы поддерживать требуемую форму. Электрические схемы 304 могут предназначаться и для определения времени, если перемещать выбранные тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.To this end, in some embodiments, the
Как уже отмечалось, в некоторых вариантах осуществления тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления могут быть удлиненными вдоль второго измерения.As already noted, in some embodiments, the nuclear
Как уже отмечалось, в некоторых вариантах осуществления первое измерение может быть практически ортогональным удлиненной оси тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления. В некоторых других вариантах осуществления, первое измерение и второе измерение могут быть практически ортогональными друг другу.As already noted, in some embodiments, the first measurement may be substantially orthogonal to the elongated axis of the
В различных вариантах осуществления первое измерение может представлять собой радиальное измерение, а второе измерение может представлять собой осевое измерение; первое измерение может представлять собой осевое измерение, а второе измерение может представлять собой радиальное измерение; первое измерение может представлять собой осевое измерение, а второе измерение может представлять собой боковое измерение; и (или) первое измерение может представлять собой боковое измерение, а второе измерение может представлять собой осевое измерение.In various embodiments, the first dimension may be a radial dimension, and the second dimension may be an axial dimension; the first dimension may be an axial dimension, and the second dimension may be a radial dimension; the first dimension may be an axial dimension, and the second dimension may be a lateral dimension; and / or the first dimension may be a lateral dimension, and the second dimension may be an axial dimension.
В некоторых вариантах осуществления первые места могут представлять собой направленные наружу места 30, а вторые места могут представлять собой направленные вовнутрь места 32. Направленные вовнутрь места 32 и направленные наружу места 30 могут основываться на различных атрибутах, как это требуется, таких как без ограничений геометрическая близость к центральной части активной зоны 12 реактора, поток нейтронов (таким образом, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах 32 больше, чем поток нейтроны в направленных наружу местах 30), и (или) реактивность (таким образом, что keffective в направленных вовнутрь местах 32 выше, чем keffective в направленных наружу местах 30.In some embodiments, the first locations may be outwardly directed
В некоторых других вариантах осуществления первые места могут представлять собой направленные вовнутрь места 32, а вторые места могут представлять собой направленные наружу места 30. Направленные вовнутрь места 32 и направленные наружу места 30 могут основываться на различных атрибутах, как это требуется, таких как без ограничений геометрическая близость к центральной части активной зоны 12 реактора, поток нейтронов (таким образом, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах 32 больше, чем поток нейтроны в направленных наружу местах 30), и (или) реактивность (таким образом, что keffective в направленных вовнутрь местах 32 выше, чем keffective в направленных наружу местах 30). В некоторых вариантах осуществления первые места и вторые места могут находиться с противоположных сторон исходного значения вдоль первого измерения.In some other embodiments, the first locations may be inwardly directed
В некоторых других вариантах осуществления первые места и вторые места могут включать по меньшей мере один атрибут, который является практически уравненным. Например, по меньшей мере, один атрибут может представлять собой геометрическую близость к центральной области активной зоны 12 реактора, поток нейтронов и (или) реактивность.In some other embodiments, the first places and second places may include at least one attribute that is substantially equal. For example, at least one attribute may be a geometric proximity to the central region of the
В некоторых вариантах осуществления электрические схемы 304 могут предназначаться и для определения вращения по меньшей мере одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления. В некоторых других вариантах осуществления электрические схемы 304 могут предназначаться и для определения переворачивания по меньшей мере одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления.In some embodiments,
Как уже отмечалось, в некоторых вариантах осуществления выбранный набор размерных ограничений может включать предопределенное максимальное расстояние вдоль второго измерения.As already noted, in some embodiments, the selected set of dimensional constraints may include a predetermined maximum distance along the second dimension.
В некоторых других вариантах осуществления выбранный набор размерных ограничений может быть функцией по меньшей мере одного критерия фронта горения. Например, критерий фронта горения может включать без ограничения: поток нейтронов, такой как поток нейтронов, связанный, по меньшей мере, с одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления; флюенс нейтронов, такой как флюенс нейтронов, связанный, по меньшей мере, с одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления; и (или) выгорание, такое как выгорание, связанное, по меньшей мере, с одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления. В некоторых вариантах осуществления критерий фронта горения может включать место фронта горения, по меньшей мере, в одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления.In some other embodiments, the implementation of the selected set of dimensional restrictions may be a function of at least one criterion of the combustion front. For example, the criterion of a combustion front may include without limitation: a neutron flux, such as a neutron flux, associated with at least one of the selected nuclear
В некоторых вариантах осуществления электрические схемы 304 могут предназначаться и для определения радиального перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места. Электрические схемы 304 могут предназначаться и для определения спирального перемещение выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места. Электрические схемы 304 могут предназначаться и для определения осевого перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления.In some embodiments,
В некоторых вариантах осуществления электрические схемы 302 могут предназначаться и для определения практически сферической формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления. Электрические схемы 302 могут предназначаться и для определения формы непрерывно искривленной поверхности фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления.In some embodiments, electrical circuits 302 can also be used to determine the almost spherical shape of the
В различных вариантах осуществления требуемая форма фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления может быть практически осесимметричной относительно второго измерения; может иметь практически n-кратную осевую симметрию относительно второго измерения; и (или) может быть асимметричной, например, без ограничения осеасимметричной относительно второго измерения.In various embodiments, the desired shape of the combustion front of the traveling nuclear
Как еще один пример, если обратимся теперь к фиг.4А, предлагается еще одна иллюстративная система 400 для перемещения тепловыделяющих подсборок ядерного деления (не показанных на фиг.4А). Как один пример, не ограничивающий объем настоящего изобретения, система 400 может обеспечить подходящую системную среду для осуществления способа 100 (фиг.1A-1AF). Соответственно, последующее описание приводится с дополнительными ссылками на фиг.1A-1AF.As another example, if we turn now to FIG. 4A, another
В некоторых вариантах осуществления, для фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления, распространяющегося в первом и втором измерениях, электрические схемы 402 предназначаются для определения требуемой формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления вдоль второго измерения в тепловыделяющих подсборках 14 ядерного деления в соответствии с выбранным набором размерных ограничений. Электрические схемы 404 предназначаются для определения перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы. Подсборка 405 предназначена для перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления, реагирующих на электрические схемы 404.In some embodiments, for a burning front of a nuclear fission traveling wave propagating in the first and second dimensions,
Ясно, что электрические схемы 402 и 404 могут быть подобными электрическим схемам 302 и 304. В некоторых случаях электрические схемы 402 и 404 могут быть такими же, как и электрические схемы 302 и 304. Поэтому и для краткости изложения в повторении деталей для понимания нет необходимости.It is clear that the
Как краткий обзор, если обратимся дополнительно к фиг.4В, в иллюстративном примере электрические схемы 402 и (или) электрические схемы 404 могут быть воплощены как вычислительная система 406 (которая может также именоваться главным компьютером или главной системой). В проиллюстрированном варианте осуществления центральный процессор ("CPU") (или микропроцессор) 408 подсоединен к системной шине 410. Оперативное запоминающее устройство ("RAM") 412 подключено к системной шине 410 и обеспечивает CPU 408 доступ к запоминающему устройству 414 (которое может использоваться для хранения данных, связанных с одним или несколькими параметрами фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления). При выполнении запрограммированных команд CPU 408 запоминает эти стадии процесса в RAM 412 и выполняет сохраненные стадии процесса из RAM 412. Вычислительная система 406 может подключаться к вычислительной сети (не показана) с помощью сетевого интерфейса 416 и через сетевое соединение (не показано). Постоянное запоминающее устройство ("ROM") 418 предусмотрено для хранения инвариантных последовательностей команд, таких как последовательности команд пуска или последовательности базовой операционной системы ввода-вывода (BIOS). Интерфейс устройств ввода-вывода ("I/O") 420 позволяет вычислительной системе 406 подключаться к различным устройствам ввода-вывода, например к клавиатуре, указывающему устройству ("мышке"), монитору, принтеру, модему и т.п. Ясно, что варианты осуществления не ограничиваются архитектурой вычислительной системы 406, показанной на фиг.4В. Описание неограничения, касающееся вычислительной системы 306 (фиг.3В), распространяется и на вычислительную систему 406.As a brief overview, if we turn to FIG. 4B, in an illustrative example, the
В различных вариантах осуществления части раскрытых систем и способов включают один или несколько компьютерных программных продуктов. Приведенное выше описание, касающееся компьютерных программных продуктов, связанных с системой 300 (фиг.3А), применимо и для системы 400.In various embodiments, portions of the disclosed systems and methods include one or more computer program products. The above description regarding computer software products associated with system 300 (FIG. 3A) applies to
В этом отношении фиг.1А, 1I, 1K, 1M-1N, 1Р, и 1X-1AF и 4А-4С представляют собой блок-схемы способов, систем и программных продуктов в соответствии с различными вариантами осуществления. Понятно, что каждый блок блок-схем и сочетания блоков на блок-схемах могут реализовываться командами компьютерных программ. Эти команды компьютерных программ могут загружаться в компьютер или иное программируемое устройство для создания механизма, чтобы команды, которые выполняются на компьютере или ином программируемом устройстве, создавали средства для реализации функций, указанных на блок-схеме (блок-схемах). Эти команды компьютерных программ могут загружаться и в считываемую компьютером память, которая может командовать компьютеру или иному программируемому устройству действовать конкретным образом с тем, чтобы команды, хранящиеся в считываемой компьютером памяти, создавали изделие, в том числе командные средства, реализующие функцию, указанную на блок-схеме (блок-схемах). Эти команды компьютерных программ могут загружаться и в компьютер или иное программируемое устройство. чтобы обеспечить выполнение ряда операционных стадий в компьютере или ином программируемом устройстве, чтобы создать реализованный компьютером процесс, чтобы команды, которые выполняются компьютером или иным программируемым устройством, создавали стадии для реализации функций, указанных на блок-схеме (блок-схемах).In this regard, FIGS. 1A, 1I, 1K, 1M-1N, 1P, and 1X-1AF and 4A-4C are flowcharts of methods, systems, and software products in accordance with various embodiments. It is understood that each block of flowcharts and combinations of blocks in flowcharts can be implemented by computer program instructions. These commands of computer programs can be loaded into a computer or other programmable device to create a mechanism so that the commands that are executed on a computer or other programmable device create means for implementing the functions indicated in the block diagram (block diagrams). These commands of computer programs can also be loaded into computer-readable memory, which can command a computer or other programmable device to act in a specific way so that instructions stored in computer-readable memory create a product, including command tools that implement the function indicated on the block diagram (flowcharts). These computer program instructions can be downloaded to a computer or other programmable device. to ensure that a number of operational stages are performed in a computer or other programmable device, to create a computer-implemented process, so that the commands that are executed by a computer or other programmable device create stages for the implementation of the functions indicated in the flowchart (flowcharts).
Соответственно, блоки блок-схемы поддерживают сочетания средств для выполнения указанных функций, сочетания стадий для выполнения указанных функций и программные командные средства для выполнения указанных функций. Понятно также, что каждый блок блок-схемы и сочетания блоков на блок-схеме (блок-схемах) могут реализовываться специальными компьютерными системами на основе аппаратных средств, выполняющими указанные функции или стадии, или сочетаниями специальных аппаратных средств и машинных команд.Accordingly, the blocks of the flowchart support combinations of means for performing the specified functions, combinations of stages for performing the specified functions and software command means for performing the specified functions. It is also clear that each block of the block diagram and combinations of blocks in the block diagram (block diagrams) can be implemented by special computer systems based on hardware that perform the specified functions or stages, or by combinations of special hardware and machine instructions.
Обратимся дополнительно к фиг.4С. В некоторых вариантах осуществления электрические схемы 404 могут предназначаться и для определения существующей формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления. Например, датчики 422 могут быть функционально подключенными к электрическим схемам 404 в сигнальном сообщении посредством соответствующего интерфейса ввода 424. Электрические схемы 404, датчики 422 и интерфейс ввода 424 могут быть подобными (а в некоторых случаях идентичными) электрическим схемам 304. датчикам 322 и интерфейсу ввода 324 (все на фиг.3С). Для понимания повторение их деталей не требуется.Turning further to FIG. 4C. In some embodiments, electrical circuits 404 can also be used to determine the existing shape of the burning front of a nuclear fission traveling wave. For example, the
Как уже отмечалось, варианты осуществления системы 400, электрических схем 402 и 404 и подсборки 405 могут предназначаться для создания подходящей системной среды для осуществления способа 100 (фиг.1А, 1I, 1K, 1M-1N, 1Р, и 1Х-1AF), независимо от того, загружены ли компьютерные программные команды в компьютер или иное программируемое устройство для создания механизма, чтобы команды, которые выполняются на компьютере или ином программируемом устройстве, создавали средства для реализации функций, указанных на блок-схеме (блок-схемах), или каждый блок блок-схемы и сочетания блоков на блок-схеме (блок-схемах) реализовывались специальными компьютерными системами на основе аппаратных средств, выполняющими указанные функции или стадии, или сочетаниями специальных аппаратных средств и машинных команд. Некоторые отличительные признаки вариантов осуществления системы 400 будут рассмотрены со ссылками дополнительно на фиг.1А-1AF.As already noted, embodiments of the
В некоторых вариантах осуществления, как показано на фиг.4С, электрические схемы 404 могут предназначаться и для определения существующей формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления. Это определение может выполняться подобным или идентичным образом, как и в случае электрических схем 304 (фиг.3А), как описано выше. С этой целью датчики 422 и интерфейс ввода 424 подобны или (в некоторых случаях) идентичны датчикам 322 и интерфейсу ввода 324 на фиг.3С. Датчики 422, интерфейс ввода 424 и электрические схемы 404 взаимодействуют, как уже отмечалось для датчиков 322, интерфейса ввода 324, и электрических схем 304 (все на фиг.3С).In some embodiments, as shown in FIG. 4C, electrical circuits 404 may also be used to determine the existing shape of the
В некоторых вариантах осуществления, электрические схемы 404 могут предназначаться и для определения перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы установить требуемую форму. В некоторых других вариантах осуществления, электрические схемы 404 могут предназначаться и для определения перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы поддерживать требуемую форму.In some embodiments, the electrical circuits 404 may also be used to determine the movement of the selected nuclear
В некоторых вариантах осуществления электрические схемы 404 могут предназначаться и для определения времени, когда перемещать выбранные тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.In some embodiments, electrical circuits 404 may also be used to determine when to move selected
В некоторых вариантах осуществления, тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления могут быть удлиненными вдоль второго измерения. Первое измерение может быть практически ортогональным удлиненной оси тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления. Первое измерение и второе измерение могут быть практически ортогональными друг другу.In some embodiments,
В различных вариантах осуществления, первое измерение может представлять собой радиальное измерение, а второе измерение может представлять собой осевое измерение; первое измерение может представлять собой осевое измерение, а второе измерение может представлять собой радиальное измерение; первое измерение может представлять собой осевое измерение, и второе измерение может представлять собой боковое измерение; и (или) первое измерение может представлять собой боковое измерение, а второе измерение может представлять собой осевое измерение.In various embodiments, the first dimension may be a radial dimension, and the second dimension may be an axial dimension; the first dimension may be an axial dimension, and the second dimension may be a radial dimension; the first dimension may be an axial dimension, and the second dimension may be a lateral dimension; and / or the first dimension may be a lateral dimension, and the second dimension may be an axial dimension.
В некоторых вариантах осуществления первые места могут представлять собой направленные наружу места 30, а вторые места могут представлять собой направленные вовнутрь места 32. Направленные вовнутрь места 32 и направленные наружу места 30 могут основываться на: геометрической близости к центральной части активной зоны 12 реактора; потоке нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах 32 больше, чем поток нейтронов в направленных наружу местах 30, и (или) реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах 32 выше, чем keffective в направленных наружу местах 30.In some embodiments, the first locations may be outwardly directed
В некоторых других вариантах осуществления первые места могут представлять собой направленные вовнутрь места 32, а вторые места представляют собой направленные наружу места 30. Направленные вовнутрь места и направленные наружу места могут основываться на геометрической близости к центральной части активной зоны 12 реактора; потоке нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах 32 больше, чем поток нейтронов в направленных наружу местах 30, и (или) реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах 32 выше, чем keffective в направленных наружу местах 30.In some other embodiments, the first locations may be inwardly directed
В некоторых вариантах осуществления первые места и вторые места могут находиться с противоположных сторон исходного значения вдоль первого измерения.In some embodiments, the first places and second places may be on opposite sides of the initial value along the first dimension.
В некоторых других вариантах осуществления первые места и вторые места могут включать по меньшей мере один атрибут, который является практически уравненным. Например, по меньшей мере, один атрибут может включать геометрическую близость к центральной области активной зоны 12 реактора; ноток нейтронов; и (или) реактивность.In some other embodiments, the first places and second places may include at least one attribute that is substantially equal. For example, at least one attribute may include a geometric proximity to the central region of the
В различных вариантах осуществления электрические схемы 404 могут предназначаться и для определения вращения, по меньшей мере, одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления. Электрические схемы 404 могут предназначаться и для определения переворачивания, по меньшей мере, одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления.In various embodiments, electrical circuits 404 can also be used to determine the rotation of at least one of the selected nuclear
Подсборка 405 может включать любое известное подходящее устройство манипулирования ядерным топливом, такое как без ограничения устройство манипулирования ядерным топливом, находящееся в активной зоне. Впрочем, в некоторых других вариантах осуществления подсборка 405 может включать устройство манипулирования ядерным топливом, находящееся снаружи активной зоны.The sub-assembly 405 may include any known suitable nuclear fuel handling device, such as, but not limited to, a nuclear fuel handling device located in the core. However, in some other embodiments,
Независимо от формы, в какой воплощена подсборка 405, в различных вариантах осуществления подсборка 405 может предназначаться и для радиального перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места. Подсборка 405 может предназначаться и для спирального перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места. Подсборка 405 может предназначаться и для осевого перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок ядерного деления.Regardless of the form in which subassembly 405 is embodied, in various embodiments,
В некоторых вариантах осуществления подсборка 405 может предназначаться и для вращения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления. В некоторых других вариантах осуществления подсборка 405 может предназначаться и для переворачивания выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления. Обратимся теперь к фиг.5. В различных вариантах осуществления может быть предусмотрен иллюстративный ядерный реактор на бегущей волне 500. Ядерный реактор на бегущей волне 500 включает активную зону 12 ядерного реактора на бегущей волне. Как уже отмечалось, тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления принимаются в активной зоне 12 ядерного реактора на бегущей волне. Каждая из тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления предназначена для распространения в ней фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления вдоль первого и второго измерений. Электрические схемы 402 предназначены для определения требуемой формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления вдоль второго измерения в тепловыделяющих подсборках 14 ядерного деления в соответствии с выбранным набором размерных ограничений. Электрические схемы 404 предназначены для определения перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы. Подсборка 405 предназначена для перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления, реагирующих на электрические схемы 404.In some embodiments,
Таким образом, реактор 500 может быть выполнен как активная зона 12 реактора, описанная выше, в сочетании и взаимодействии с системой 400, также описанной выше. Поскольку детали, касающиеся активной зоны 12 реактора (и ее компонентов) и системы 400 (и ее компонентов) изложены выше, повторять их для понимания нет необходимости.Thus, the
Как уже отмечалось, в различных вариантах осуществления электрические схемы 404 могут предназначаться и для определения существующей формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления. Электрические схемы 404 могут предназначаться и для определения перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы установить требуемую форму. Электрические схемы 404 могут предназначаться и для определения перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы поддерживать требуемую форму.As already noted, in various embodiments, electrical circuits 404 can also be used to determine the existing shape of the
Как уже отмечалось, в некоторых вариантах осуществления электрические схемы 404 могут предназначаться и для определения времени, когда перемещать выбранные тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.As already noted, in some embodiments, electrical circuits 404 can also be used to determine when to move selected nuclear
В некоторых вариантах осуществления тепловыделяющие подсборки 14 ядерного деления могут быть удлиненными вдоль второго измерения.In some embodiments, the nuclear
В некоторых вариантах осуществления первое измерение может быть практически ортогональным удлиненной оси тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления В некоторых вариантах осуществления первое измерение и второе измерение может быть практически ортогональными друг другу.In some embodiments, the first measurement may be substantially orthogonal to the elongated axis of the
В различных вариантах осуществления, первое измерение может представлять собой радиальное измерение, а второе измерение может представлять собой осевое измерение; первое измерение может представлять собой осевое измерение, а второе измерение может представлять собой радиальное измерение; первое измерение может представлять собой осевое измерение, а второе измерение может представлять собой боковое измерение; и (или) первое измерение может представлять собой боковое измерение, а второе измерение может представлять собой осевое измерение.In various embodiments, the first dimension may be a radial dimension, and the second dimension may be an axial dimension; the first dimension may be an axial dimension, and the second dimension may be a radial dimension; the first dimension may be an axial dimension, and the second dimension may be a lateral dimension; and / or the first dimension may be a lateral dimension, and the second dimension may be an axial dimension.
В некоторых вариантах осуществления первые места могут представлять собой направленные наружу места 30, а вторые места представляют собой направленные вовнутрь места 32. Направленные вовнутрь места 32 и направленные наружу места 30 могут основываться на геометрической близости к центральной части активной зоны 12 реактора; потоке нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах 32 больше, чем поток нейтроны в направленных наружу местах 30; и (или) реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах 32 выше, чем keffective в направленных наружу местах 30.In some embodiments, the first locations may be outwardly directed
В некоторых других вариантах осуществления первые места могут представлять собой направленные вовнутрь места 32, а вторые места могут представлять собой направленные наружу места 30. Направленные вовнутрь места 32 и направленные наружу места 30 могут основываться на геометрической близости к центральной части активной зоны 12 реактора; потоке нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах 32 больше, чем поток нейтронов в направленных наружу местах 30; и (или) реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах 32 больше, чем keffective в направленных наружу местах 30.In some other embodiments, the first locations may be inwardly directed
В некоторых вариантах осуществления первые места и вторые места могут находиться с противоположных сторон опорного значения вдоль первого измерения.In some embodiments, the first places and second places may be on opposite sides of the reference value along the first dimension.
В некоторых вариантах осуществления первые места и вторые места могут включать, по меньшей мере, один атрибут, который является практически уравненным. По меньшей мере, один атрибут может включать геометрическую близость к центральной области активной зоны 12 реактора, поток нейтронов и (или) реактивность.In some embodiments, the first places and second places may include at least one attribute that is substantially equal. At least one attribute may include a geometric proximity to the central region of the
В различных вариантах осуществления и как уже отмечалось, электрические схемы 404 могут предназначаться и для определения вращения, по меньшей мере, одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления и (или) предназначаться и для определения переворачивания, по меньшей мере, одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления.In various embodiments, and as already noted, electrical circuits 404 can be used to determine the rotation of at least one of the selected
В некоторых вариантах осуществления выбранный набор размерных ограничений может включать предопределенное максимальное расстояние вдоль второго измерения. В некоторых других вариантах осуществления выбранный набор размерных ограничений может быть функцией, по меньшей мере, одного критерия фронта горения, такого как без ограничения: поток нейтронов, такой как поток нейтронов, связанный, по меньшей мере, с одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления; флюенс нейтронов, такой как флюенс нейтронов, связанный, по меньшей мере, с одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления; и (или) выгорание, такое как выгорание, связанное, по меньшей мере, с одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления. В некоторых других вариантах осуществления критерий фронта горения может включать место фронта горения, по меньшей мере, в одной из выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления.In some embodiments, the selected set of dimensional constraints may include a predetermined maximum distance along the second dimension. In some other embodiments, the implementation of the selected set of dimensional restrictions may be a function of at least one criterion of the combustion front, such as without limitation: a neutron flux, such as a neutron flux associated with at least one of the selected nuclear
В различных вариантах осуществления электрические схемы 404 могут предназначаться и для определения радиального перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места. Электрические схемы 404 могут предназначаться и для определения спирального перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места. Электрические схемы 404 могут предназначаться и для определения осевого перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления.In various embodiments, electrical circuits 404 can also be used to determine the radial movement of selected nuclear
В различных вариантах осуществления электрические схемы 402 могут предназначаться и для определения практически сферической формы фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления и (или) формы непрерывно искривленной поверхности фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления. Требуемая форма фронта 22 горения бегущей волны ядерного деления может быть практически осесимметричной относительно второго измерения; может иметь практически n-кратную осевую симметрию относительно второго измерения; и (или) может быть асимметричной, такой как осеасимметричной относительно второго измерения.In various embodiments,
В некоторых вариантах осуществления подсборка 405 может включать устройство манипулирования ядерным топливом. Как уже отмечалось, подсборка 405 может включать любое известное подходящее устройство манипулирования ядерным топливом, такое как без ограничения устройство манипулирования ядерным топливом, находящееся в активной зоне. Впрочем, в некоторых других вариантах осуществления подсборка 405 может включать устройство манипулирования ядерным топливом, находящееся снаружи активной зоны.In some embodiments,
Кроме того, как уже отмечалось, в различных вариантах осуществления подсборка 405 может предназначаться и для радиального перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места. Подсборка 405 может предназначаться и для спирального перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места. Подсборка 405 может предназначаться и для осевого перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления. Подсборка 405 может предназначаться и для вращения выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления. Подсборка 405 может предназначаться и для переворачивания выбранных тепловыделяющих подсборок 14 ядерного деления.In addition, as already noted, in various embodiments,
Обратимся теперь к фиг.6A. В некоторых вариантах осуществления предлагается способ 600 для управления ядерным реактором на бегущей волне. Способ 600 начинают в блоке 602. Обратимся дополнительно к фиг.1В. В блоке 604, по меньшей мере, одну тепловыделяющую сборку 14 ядерного деления перемещают наружу с первого места в активной зоне 12 ядерного реактора на бегущей волне во второе место в активной зоне 12 ядерного реактора на бегущей волне. Способ 600 останавливают в блоке 606.Turning now to FIG. 6A. In some embodiments, a
В некоторых вариантах осуществления, если обратимся дополнительно к фиг.6В, в блоке 608, по меньшей мере, одну тепловыделяющую сборку 14 ядерного деления могут перемещать вовнутрь со второго места.In some embodiments, if we refer further to FIG. 6B, at
В различных вариантах осуществления, первые места и вторые места могут основываться на геометрической близости к центральной части активной зоны 12 реактора, потоке нейтронов так, что поток нейтронов в первых местах больше, чем поток нейтронов во вторых местах, и реактивности так, что keffective в первых местах больше, чем keffective во вторых местах.In various embodiments, the first places and second places can be based on the geometric proximity to the central part of the
Обратимся теперь к фиг.7. В некоторых вариантах осуществления предлагается способ 700 для управления ядерным реактором на бегущей волне. Способ 700 начинают в блоке 702. Обратимся дополнительно к фиг.1В. В блоке 704 определяют перемещение, по меньшей мере, одной тепловыделяющей сборки 14 ядерного деления в первом направлении с первого места в активной зоне 12 ядерного реактора на бегущей волне во второе место в активной зоне 12 ядерного реактора на бегущей волне. Второе место отличается от первого места. В блоке 706 определяют перемещение, по меньшей мере, одной тепловыделяющей сборки 14 ядерного деления во втором направлении со второго места. Второе направление отличается от первого направления. Способ 700 останавливают в блоке 708.We turn now to Fig.7. In some embodiments, a
В некоторых вариантах осуществления первое направление может быть наружу, а второе направление может быть вовнутрь. Первые места и вторые места могут основываться на различных атрибутах или параметрах, таких как без ограничения: геометрическая близость к центральной части активной зоны 12 реактора, поток нейтронов так, что поток нейтронов в первых местах больше, чем поток нейтронов во вторых местах, и (или) реактивность так, что keffective в первых местах больше, чем keffective во вторых местах.In some embodiments, the first direction may be outward and the second direction may be inward. The first places and second places can be based on various attributes or parameters, such as without limitation: geometric proximity to the central part of the
В некоторых других вариантах осуществления, первое направление может быть вовнутрь, а второе направление может быть наружу. Вторые места и первые места могут основываться на различных атрибутах или параметрах, таких как без ограничения: геометрическая близость к центральной части активной зоны 12 реактора, поток нейтронов так, что поток нейтронов во вторых местах больше, чем поток нейтронов в первых местах, и (или) реактивность так, что keffective во вторых местах больше, чем keffective в первых местах.In some other embodiments, the first direction may be inward and the second direction may be outward. Second places and first places can be based on various attributes or parameters, such as without limitation: geometric proximity to the central part of the
Обратимся теперь к фиг.8. В некоторых вариантах осуществления предлагается способ 800 для управления ядерным реактором на бегущей волне. Способ 800 начинают в блоке 802. Обратимся дополнительно к фиг.1В. В блоке 804, по меньшей мере, одну тепловыделяющую сборку 14 ядерного деления перемещают в первом направлении с первого места в активной зоне 12 ядерного реактора на бегущей волне во второе место в активной зоне 12 ядерного реактора на бегущей волне. Второе место отличается от первого места. В блоке 806 определяют перемещение, по меньшей мере, одной тепловыделяющей сборки 14 ядерного деления во втором направлении со второго места. Второе направление отличается от первого направления. Способ 800 останавливают в блоке 808.Turning now to Fig. 8. In some embodiments, a
В некоторых вариантах осуществления первое направление может быть наружу, а второе направление может быть вовнутрь. Первые места и вторые места могут основываться на различных атрибутах или параметрах, таких как без ограничения: геометрическая близость к центральной части активной зоны 12 реактора, поток нейтронов гак. что поток нейтронов в первых местах больше, чем поток нейтронов во вторых местах, и (или) реактивность так, что keffective в первых местах больше, чем keffective во вторых местах.In some embodiments, the first direction may be outward and the second direction may be inward. First places and second places can be based on various attributes or parameters, such as without limitation: geometric proximity to the central part of the
В некоторых других вариантах осуществления первое направление может быть вовнутрь, а второе направление может быть наружу, вторые места и первые места могут основываться на различных атрибутах или параметрах, таких как без ограничения: геометрическая близость к центральной части активной зоны 12 реактора, поток нейтронов так, что поток нейтронов во вторых местах больше, чем поток нейтронов в первых местах, и (или) реактивность так, что keffective во вторых местах больше, чем keffective в первых местах.In some other embodiments, the first direction can be inward and the second direction can be outward, second places and first places can be based on various attributes or parameters, such as without limitation: geometric proximity to the central part of the
Обратимся теперь к фиг.9. В некоторых вариантах осуществления предлагается способ 900 для управления ядерным реактором на бегущей волне. Способ 800 начинают в блоке 902. Обратимся дополнительно к фиг.1В. В блоке 904, по меньшей мере, одну тепловыделяющую сборку 14 ядерного деления перемещают в первом направлении с первого места в активной зоне 12 ядерного реактора на бегущей волне во второе место в активной зоне 12 ядерного реактора на бегущей волне. Второе место отличается от первого места. В блоке 906, по меньшей мере, одну тепловыделяющую сборку 14 ядерного деления перемещают во втором направлении со второго места. Второе направление отличается от первого направления. Способ 900 останавливают в блоке 908.Turning now to Fig. 9. In some embodiments, a
В некоторых вариантах осуществления, первое направление может быть наружу, а второе направление может быть вовнутрь. Первые места и вторые места могут основываться на различных атрибутах или параметрах, таких как без ограничения: геометрическая близость к центральной части активной зоны 12 реактора, поток нейтронов так, что ноток нейтронов в первых местах больше, чем поток нейтронов во вторых местах, и (или) реактивность так, что keffective в первых местах больше, чем keffective во вторых местах.In some embodiments, the first direction may be outward and the second direction may be inward. First places and second places can be based on various attributes or parameters, such as without limitation: geometric proximity to the central part of the
В некоторых других вариантах осуществления первое направление может быть вовнутрь, а второе направление может быть наружу. Вторые места и первые места могут основываться на различных атрибутах или параметрах, таких как без ограничения: геометрическая близость к центральной части активной зоны 12 реактора, ноток нейтронов так, что поток нейтронов во вторых местах больше, чем поток нейтронов в первых местах, и (или) реактивность так, что keffective во вторых местах больше, чем keffective в первых местах.In some other embodiments, the first direction may be inward and the second direction may be outward. Second places and first places can be based on various attributes or parameters, such as without limitation: geometric proximity to the central part of the
Обратимся теперь к фиг.10А. В некоторых вариантах осуществления предлагается способ 1000 для управления ядерным реактором на бегущей волне. Способ 1000 начинают в блоке 1002. В блоке 1004 выбирают предварительно определенный уровень выгорания. В блоке 1006 определяют перемещение выбранных тепловыделяющих сборок ядерного деления в активной зоне ядерного реактора так, чтобы добиться уровня выгорания, уравненного до предопределенного уровня выгорания практически во всех тепловыделяющих сборках ядерного деления. Способ 1000 останавливают в блоке 1008.Turning now to FIG. 10A. In some embodiments, a
Обратимся дополнительно к фиг.10В. В некоторых вариантах осуществления в блоке 1010 выбранные тепловыделяющие сборки ядерного деления могут перемещать в активной зоне ядерного реактора деления в соответствии с определенным перемещением.Turning further to FIG. 10B. In some embodiments, at
Обратимся дополнительно к фиг.10С. В некоторых вариантах осуществления в блоке 1012 могут определять извлечение соответствующих выбранных тепловыделяющих сборок ядерного деления, когда уровень выгорания уравнен до предопределенного уровня выгорания.Turning further to FIG. 10C. In some embodiments,
Обратимся дополнительно к фиг.10D, в некоторых вариантах осуществления в блоке 1014 выбранные тепловыделяющие сборки ядерного деления могут извлечь в соответствии с определенным извлечением.Turning further to FIG. 10D, in some embodiments, at
В настоящей заявке для ясности представления используются формальные заголовки. Следует, однако, понимать, что эти заголовки служат целям представления, и что в заявке могут рассматриваться различные типы предмета изобретения (например, устройство (устройства)/конструкция (конструкции) могут рассматриваться под заголовком (заголовками) способа (способов)/операций, и (или) способ (способы)/операции могут рассматриваться под заголовками конструкции (конструкций)/процесса(процессов); и (или) описания отдельных тем могут охватывать два или более тематических заголовка). Следовательно, использование формальных заголовков не имеет своей целью каким-либо образом ограничивать объем настоящего изобретения.In the present application, formal headings are used for clarity of presentation. However, it should be understood that these headers serve the purposes of presentation, and that various types of subject matter can be considered in the application (for example, device (s) / structure (s) can be considered under the heading (s) of method (s) / operations, and (or) the method (s) / operations may be considered under the headings of a design (s) / process (s); and (or) descriptions of individual topics may cover two or more thematic headings). Therefore, the use of formal headings is not intended to limit the scope of the present invention in any way.
Специалисты поймут, что вышеописанные конкретные примерные способы и (или) устройства и (или) технологии являются представляющими более общие способы и (или) устройства и (или) технологии, идеи которых высказаны в других местах в настоящем описании, таких как в формуле изобретения, подаваемой вместе с настоящим описанием, и (или) в другом месте в настоящей заявке.Specialists will understand that the above specific example methods and (or) devices and (or) technologies are representing more general methods and (or) devices and (or) technologies, the ideas of which are expressed elsewhere in the present description, such as in the claims, filed with the present description, and (or) elsewhere in this application.
Специалисты знают, что уровень техники дошел до уровня, на котором осталось малое различие между реализациями аспектов системы аппаратными средствами, программным обеспечением и (или) программно-аппаратными средствами; использование аппаратных средств, программного обеспечения и (или) программно-аппаратных средств обычно (но не всегда, из-за того, что в некоторых контекстах выбор между аппаратными средствами и программным обеспечением может стать значительным) является проектным решением, представляющим компромисс между себестоимостью и эффективностью. Специалисты знают, что существуют различные средства, которыми могут осуществляться процессы и (или) системы и (или) иные технологии, описанные в настоящем документе (например, аппаратные средства, программное обеспечение и (или) программно-аппаратные средства), и что предпочтительное средство будет меняться в зависимости от контекста, в котором используются процессы и (или) системы и (или) иные технологии. Например, если лицо, осуществляющее реализацию замысла, отдает приоритет скорости и точности, оно может склоняться, главным образом, к средству на основе аппаратных и (или) программно-аппаратных средств; альтернативно, если приоритет отдается гибкости, лицо, осуществляющее реализацию замысла, может склоняться, главным образом, к реализации на основе программного обеспечения; или опять-таки альтернативно, лицо, осуществляющее реализацию замысла, может склоняться к некоторому сочетанию аппаратных средств, программного обеспечения и (или) программно-аппаратных средств. Следовательно, существуют несколько возможных средств, которыми могут осуществляться процессы и (или) устройства и (или) иные технологии, описанные в настоящем документе, и ни одно из средств но своему существу не является превосходящим другое в том смысле, что любое средство для использования представляет собой выбор, зависящий от контекста, в котором это средство будет использоваться, и конкретных аспектов (например, скорости, гибкости или прогнозируемости), волнующих лицо, осуществляющее реализацию замысла, любые из которых могут варьироваться. Специалистам ясно, что оптические аспекты вариантов осуществления обычно будут использовать аппаратные средства, программное обеспечение и (или) программно-аппаратные средства, ориентированные на оптику.Experts know that the level of technology has reached a level at which a small difference remains between the implementation of aspects of the system with hardware, software, and (or) hardware and software; the use of hardware, software and / or firmware is usually (but not always, due to the fact that in some contexts the choice between hardware and software can become significant) is a design decision that represents a compromise between cost and effectiveness . Professionals know that there are various means by which processes and / or systems and / or other technologies described herein can be implemented (e.g., hardware, software, and / or firmware), and that a preferred means will vary depending on the context in which the processes and (or) systems and (or) other technologies are used. For example, if the person implementing the plan gives priority to speed and accuracy, he may be inclined mainly to a tool based on hardware and (or) software and hardware; alternatively, if flexibility is given priority, the person implementing the plan may be inclined mainly to implement software; or, again, alternatively, the person implementing the plan may be inclined to some combination of hardware, software and (or) software and hardware. Therefore, there are several possible means by which the processes and (or) devices and (or) other technologies described in this document can be carried out, and none of the means but in its essence is superior to the other in the sense that any means for use represents It’s a choice depending on the context in which this tool will be used and the specific aspects (for example, speed, flexibility or predictability) that concern the person implementing the plan, any of which can vary to be. It will be apparent to those skilled in the art that the optical aspects of the embodiments will typically use hardware, software, and / or optical-oriented hardware and software.
В некоторых вариантах осуществления, описанных в настоящем документе, логические или подобные реализации могут включать структуры управления средствами программного обеспечения или иные структуры управления. Электронные схемы, например, могут иметь один или несколько путей электрического тока, построенных и расположенных для осуществления различных функций, как описано в настоящем документе. В некоторых вариантах осуществления одна или несколько сред могут предназначаться, чтобы нести реализацию, обнаруживаемую устройством, когда эти среды держат или передают команды, обнаруживаемые устройством, предназначенные для выполнения, как описано в настоящем документе. В некоторых вариантах, например, реализации могут представлять собой обновление или изменение существующего программного обеспечения, или программно-аппаратных средств, или вентильных матриц, или программируемых аппаратных средств, например, путем выполнения приема или передачи одной или нескольких команд в отношении одной или нескольких операций, описанных в настоящем документе. Альтернативно или дополнительно, в некоторых вариантах реализация может включать компоненты специальных аппаратных средств, программного обеспечения, программно-аппаратных средств, и (или) универсальные компоненты, исполняющие или иным образом активирующие специальные компоненты. Спецификации или иные реализации могут передаваться одним или несколькими типами материальных передающих сред, как описано в настоящем документе, факультативно пакетной передачей или иным образом путем прохождения через распределенные среды в разное время.In some embodiments described herein, logical or similar implementations may include software control structures or other control structures. Electronic circuits, for example, may have one or more electric current paths constructed and arranged to perform various functions, as described herein. In some embodiments, one or more environments may be intended to carry an implementation detected by a device when these environments hold or transmit commands detected by a device intended to be executed as described herein. In some embodiments, for example, implementations may be updating or changing existing software, or firmware, or gate arrays, or programmable hardware, for example, by receiving or transmitting one or more commands in relation to one or more operations, described in this document. Alternatively or additionally, in some embodiments, the implementation may include components of special hardware, software, firmware, and / or universal components that execute or otherwise activate special components. Specifications or other implementations may be transmitted by one or more types of material transmission media, as described herein, optionally by packet transmission, or otherwise by passing through distributed media at different times.
Альтернативно или дополнительно, реализации могут включать выполнение специальной последовательности команд или активирование схем для включения, пуска, координирования, запроса или вызывания иным образом одного или нескольких событий практически любых функциональных операций, описанных в настоящем документе. В некоторых вариантах операционные или иные логические описания в настоящем документе могут быть выражены как исходный код и компилированы или иным образом активированы как исполняемая последовательность команд. В некоторых контекстах, например, реализации могут осуществляться, полностью или частично, исходным кодом, таким как код на языке С++, или иными кодовыми последовательностями. В других реализациях реализация на основе первоисточника или кода, будучи доступной в большом количестве и (или) используя известные методы, может компилироваться/осуществляться/транслироваться/преобразовываться в высокоуровневый дескрипторный язык (например, вначале реализация описанных технологий на языке программирования С или С++, а затем преобразование реализации на этом языке программирования в реализацию на языке, полученном путем логического синтеза, реализацию на языке описания аппаратных средств, реализацию путем моделирования конструкции аппаратных средств и (или) иной подобный способ (способы) выражения). Например, все логическое выражение или его часть (например, реализация на языке программирования) может выполняться как описание аппаратных средств на языке Verilog (например, на языке описания аппаратуры (HDL) и (или) на языке описания аппаратуры для сверхскоростных интегральных схем (VHDL)) или как иная модель схем, которая может затем использоваться для создания физической реализации, имеющей аппаратные средства (например, специализированная интегральная схема). Специалисты поймут, как получить, конфигурировать и оптимизировать соответствующие передающие и вычислительные элементы, поставки материала, исполнительные механизмы или иные конструкции в свете этих идей.Alternatively or additionally, implementations may include executing a special sequence of commands or activating circuits to enable, start, coordinate, query, or otherwise trigger one or more events of virtually any functional operations described herein. In some embodiments, operational or other logical descriptions herein may be expressed as source code and compiled or otherwise activated as an executable sequence of instructions. In some contexts, for example, implementations may be implemented, in whole or in part, by source code, such as C ++ code, or other code sequences. In other implementations, an implementation based on the source or code, being available in large numbers and (or) using well-known methods, can be compiled / implemented / translated / converted into a high-level descriptor language (for example, first the implementation of the described technologies in the programming language C or C ++ and then the transformation of the implementation in this programming language into the implementation in the language obtained by logical synthesis, the implementation in the hardware description language, the implementation by modeling anija hardware structure and (or) a similar way (s) of expression). For example, all or part of a logical expression (for example, an implementation in a programming language) can be performed as a hardware description in Verilog (for example, in a hardware description language (HDL) and / or in a hardware description language for ultrahigh-speed integrated circuits (VHDL) ) or as another circuit model, which can then be used to create a physical implementation that has hardware (for example, a specialized integrated circuit). Specialists will understand how to obtain, configure and optimize the appropriate transmitting and computing elements, material supplies, actuators or other designs in the light of these ideas.
В приведенном выше описании изложены различные варианты осуществления устройств и (или) процессов с использованием блок-схем и (или) примеров. Насколько эти блок-схемы и (или) примеры содержат одну или несколько функций и (или) операций, специалисты поймут, что каждая функция и (или) операция на этих блок-схемах или в этих примерах может реализовываться - отдельно и (или) совместно - самыми разными аппаратными средствами, видами программного обеспечения, программно-аппаратных средств и (или) их практически любым сочетанием. В одном варианте осуществления несколько частей предмета изобретения, описанных в настоящем документе, могут реализовываться с помощью специальных интегральных схем (ASICs), логических матриц с эксплуатационным программированием (FPGAs), процессоров цифровой обработки сигналов (DSPs) или иных интегральных форматов. Впрочем, специалистам ясно, что некоторые аспекты вариантов осуществления, раскрытых в настоящем документе, полностью или частично, могут в равной мере реализовываться в интегральных схемах, как одна или несколько компьютерных программ, прогоняемых на одном или нескольких компьютерах (например, как одна или несколько программ, прогоняемых на одной или нескольких компьютерных системах), как одна или несколько компьютерных программ, прогоняемых на одном или нескольких процессорах (например, как одна или несколько программ, прогоняемых на одном или нескольких микропроцессорах), как программно-аппаратные средства или их практически любое сочетание, и что разработка схем и (или) написание кода для программного обеспечения или программно-аппаратных средств будет вполне по силам специалистам в свете настоящего раскрытия. Кроме того, специалисты поймут, что механизмы предмета изобретения, описанные в настоящем документе, могут распределяться как программный продукт в самых разных формах, и что иллюстративный вариант осуществления предмета изобретения, описанный в настоящем документе, применим независимо от конкретного тина несущей сигнал среды, используемой для фактического осуществления распределения. Примеры несущей сигнал среды включают без ограничения следующее: среда перезаписываемого типа, такая как гибкий диск (дискета), жесткий диск, компакт-диск (CD), цифровой видеодиск (DVD), магнитная лента с информацией в цифровой форме, память компьютера и т.п.; и передающая среда, такая как среда цифровой и (или) аналоговой связи (например, оптоволоконный кабель, волновод, канал проводной связи, канал беспроводной связи (например, передатчик, приемник, логические схемы передачи, логические схемы приема и т.д.) и т.д.The above description sets forth various embodiments of devices and / or processes using flow charts and / or examples. As far as these flowcharts and (or) examples contain one or more functions and (or) operations, specialists will understand that each function and / or operation on these flowcharts or in these examples can be implemented separately and (or) together - a variety of hardware, types of software, software and hardware and (or) their almost any combination. In one embodiment, several parts of the subject matter described herein may be implemented using custom integrated circuits (ASICs), field programmable logic arrays (FPGAs), digital signal processing processors (DSPs), or other integrated formats. However, it is clear to those skilled in the art that certain aspects of the embodiments disclosed herein, in whole or in part, can equally be implemented in integrated circuits, as one or more computer programs run on one or more computers (for example, as one or more programs run on one or more computer systems), as one or more computer programs run on one or more processors (for example, as one or more programs run on one or more microprocessors), such as software and hardware, or almost any combination of them, and that the development of circuits and (or) writing code for software or software and hardware will be quite capable of specialists in the light of this disclosure. In addition, those skilled in the art will understand that the mechanisms of the subject invention described herein can be distributed as a software product in many different forms, and that the illustrative embodiment of the subject invention described herein is applicable regardless of the particular type of signal-carrying medium used for the actual implementation of the distribution. Examples of signal carrier media include, but are not limited to, a rewritable medium such as a floppy disk (diskette), hard disk, compact disc (CD), digital video disc (DVD), digital media tape, computer memory, etc. P.; and a transmission medium, such as a digital and / or analog communication medium (for example, a fiber optic cable, a waveguide, a wired communication channel, a wireless communication channel (for example, a transmitter, a receiver, transmission logic, reception logic, etc.) and etc.
В общем смысле, специалисты поймут, что различные аспекты, описанные в настоящем документе, которые могут реализовываться - отдельно и (или) совместно - различными типами электромеханических систем, имеющих самые разные электрические компоненты, такие как аппаратные средства, программное обеспечение, программно-аппаратные средства и (или) их практически любое сочетание; и самые разные компоненты, которые могут прикладывать механическую силу или придавать движение, такие как жесткие тела, пружинные или крутильные тела, гидравлические устройства, устройства с электромагнитным приводом и (или) их практически любое сочетание. Следовательно, в том значении, в каком он используется в настоящем описании, термин "электромеханическая система" включает без ограничения электрические схемы, функционально соединенные с преобразователем (например, исполнительный механизм, электродвигатель, пьезоэлектрический кристалл, микроэлектромеханическая система (MEMS) и т.д.), электрические схемы, имеющие, по меньшей мере, одну дискретную электрическую схему, электрические схемы, имеющие, но меньшей мере, одну интегральную схему, электрические схемы, имеющие, по меньшей мере, одну специализированную интегральную схему, электрические схемы, образующие универсальное вычислительное устройство, конфигурированное компьютерной программой (например, универсальный компьютер, конфигурированный компьютерной программой, который, по меньшей мере, частично осуществляет процессы и (или) устройства, описанные в настоящем документе, или микропроцессор, конфигурированный компьютерной программой, который, по меньшей мере, частично осуществляет процессы и (или) устройства, описанные в настоящем документе), электрические схемы, образующие запоминающее устройство (например, разные виды памяти (например, оперативная память, флэш-память, постоянное запоминающее устройство и т.д.)), электрические схемы, образующие связевое устройство (например, модем, связной коммутатор (свитч), оптикоэлектрическое оборудование и т.д.) и (или) любой их неэлектрический аналог, например, оптический или иные аналоги. Специалисты поймут также, что примеры электромеханической системы включают без ограничения самые разнообразные системы бытовой электронной аппаратуры, медицинские устройства, а также иные системы, такие как системы автомобильного транспорта, заводские системы автоматизации, системы безопасности и (или) связевые/вычислительные системы. Специалисты поймут, что за исключением случаев, когда контекст может диктовать иное, термин «электромеханический» в том значении, в каком он используется в настоящем описании, не обязательно ограничивается системой, имеющей как электрический, так и механический привод.In a general sense, those skilled in the art will understand that the various aspects described herein that can be implemented — separately and (or) together — by various types of electromechanical systems having a wide variety of electrical components, such as hardware, software, and hardware and software and (or) their almost any combination; and a variety of components that can exert mechanical force or impart movement, such as rigid bodies, spring or torsion bodies, hydraulic devices, devices with an electromagnetic drive and (or) almost any combination of them. Therefore, in the sense in which it is used in the present description, the term "electromechanical system" includes, without limitation, electrical circuits functionally connected to the transducer (for example, an actuator, an electric motor, a piezoelectric crystal, a microelectromechanical system (MEMS), etc. ), electrical circuits having at least one discrete electrical circuit, electrical circuits having at least one integrated circuit, electrical circuits having at least one s a specialized integrated circuit, electrical circuits forming a universal computing device configured by a computer program (for example, a universal computer configured by a computer program that at least partially implements the processes and / or devices described herein, or a microprocessor configured by a computer a program that at least partially implements the processes and (or) devices described herein), electrical circuits, about braziruemye storage device (for example, different types of memory (for example, random access memory, flash memory, read-only memory, etc.)), electrical circuits forming a communication device (for example, modem, communication switch (switch), optoelectric equipment and etc.) and (or) any non-electric analogue thereof, for example, optical or other analogs. Professionals will also understand that examples of an electromechanical system include, but are not limited to, a wide variety of household electronic equipment systems, medical devices, as well as other systems such as automobile transport systems, factory automation systems, security systems and / or communication / computing systems. Those skilled in the art will understand that, unless the context may dictate otherwise, the term “electromechanical”, as used in the present description, is not necessarily limited to a system having both an electric and a mechanical drive.
Все вышеупомянутые патенты США, публикации заявок на патент США, заявки на патент США, патенты других стран, заявки на патенты других стран и непатентные публикации, упоминаемые в настоящем описании и (или) перечисленные в любом информационном листке заявки (Application Data Sheet), ссылкой включаются в настоящее описание в той мере, в какой они согласуются с ней.All the aforementioned US patents, publications of US patent applications, US patent applications, patents of other countries, patent applications of other countries and non-patent publications mentioned in the present description and (or) listed in any application data sheet (Application Data Sheet), link are included in the present description to the extent that they are consistent with it.
Специалисту ясно, что описанные в настоящем документе компоненты (например, операции), устройства, объекты и обсуждение, сопровождающее их, используются как примеры для ясности концепции, и что возможны различные модификации и изменения конструктивного исполнения. Поэтому используемые в настоящем документе конкретные примеры и обсуждение, сопровождающее их, предназначены представлять их более общие классы. В общем, использование любого конкретного примера предназначено представлять его класс, и не включение конкретных компонентов (например, операций), устройств и объектов не должно рассматриваться как ограничивающее объем настоящего изобретения.It will be apparent to those skilled in the art that the components described (eg, operations), devices, objects, and the discussion accompanying them are used as examples for clarity of concept, and that various modifications and changes to the design are possible. Therefore, the specific examples used in this document and the discussion that accompanies them are intended to represent their more general classes. In general, the use of any particular example is intended to represent its class, and not the inclusion of specific components (eg, operations), devices, and objects should not be construed as limiting the scope of the present invention.
Что касается использования в настоящем документе практически любых терминов во множественном и (или) единственном числах, то специалисты могут переводить из множественного числа в единственное и (или) из единственного числа в множественное, как требует контекст и (или) случай применения. Для доходчивости различные перестановки единственное число/множественное число четко не приводятся в настоящем документе.As for the use in this document of virtually any terms in the plural and (or) singular, specialists can translate from the plural to the singular and (or) from the singular to the plural, as the context and (or) the application requires. For clarity, various permutations of the singular / plural are not explicitly provided herein.
Описанный в настоящем документе предмет изобретения иногда иллюстрирует различные компоненты, содержащиеся в других компонентах или связанные с ними. Следует понимать, что эти описанные архитектуры являются чисто примерными, и что фактически могут реализовываться многие другие архитектуры, достигающие такой же функциональности. В концептуальном смысле любая компоновка компонентов для достижения такой же функциональности, является эффективно "связанной" так, что достигается требуемая функциональность. Следовательно, любые два компонента в настоящем документе. объединенные для достижения конкретной функциональности, можно рассматривать "связанными" между собой так, что достигается требуемая функциональность, независимо от архитектур или промежуточных компонентов. Подобным образом, любые два компонента, связанные таким образом, могут рассматриваться и как "операционно соединенные" или "операционно сцепленные" между собой для достижения требуемой функциональности, и любые два компонента, которые могут быть связанными таким образом, могут рассматриваться и как "могущие быть операционно сцепленными" между собой для достижения требуемой функциональности. Конкретные примеры компонентов, могущих быть операционно сцепленными, включают без ограничения физически сопрягаемые и (или) физически взаимодействующие компоненты, и (или) могущие беспроводно взаимодействовать и (или) беспроводно взаимодействующие компоненты, и (или) логически взаимодействующие и (или) могущие логически взаимодействовать компоненты.The subject matter described herein sometimes illustrates various components contained in or associated with other components. It should be understood that these described architectures are purely exemplary, and that many other architectures that achieve the same functionality can actually be implemented. In a conceptual sense, any arrangement of components to achieve the same functionality is effectively “connected” so that the required functionality is achieved. Therefore, any two components in this document. combined to achieve specific functionality, can be considered "interconnected" so that the required functionality is achieved, regardless of architecture or intermediate components. Similarly, any two components connected in this way can be considered both “operationally connected” or “operationally linked” to achieve the required functionality, and any two components that can be connected in this way can also be considered as “capable of being interlocked with each other to achieve the required functionality. Specific examples of components that can be operationally coupled include, but are not limited to, physically mating and / or physically interacting components, and / or wirelessly interacting and / or wirelessly interacting components, and / or logically interacting and / or logically interacting Components.
Выше показаны и описаны конкретные аспекты предмета изобретения, описанного в настоящем документе, однако специалистам ясно, что, исходя из приведенного описания, возможны изменения и модификация в пределах сущности и объема предмета настоящего изобретения, описанного в настоящем документе, и его более широких аспектов, и, следовательно, прилагаемая формула изобретения должна охватывать в своем объеме все эти изменения и модификации в пределах сущности и объема предмета настоящего изобретения, описанного в настоящем документе. Специалистам будет понятно, что, в общем, термины, используемые в настоящем документе, и особенно в прилагаемой формуле изобретения (например, в тексте прилагаемой формулы изобретения), большей частью предназначены как "открытые" термины (например, термин "включая" следует интерпретировать как "включая без ограничения", термин "имеющий" следует интерпретировать как "'имеющий по меньшей мере", термин "включает" следует интерпретировать как "включает без ограничения" и т.д.). Кроме того, специалистам будет понятно, что если намечено конкретное число перечисления представляемых пунктов, это намерение будет четко указано в пункте формулы, и при отсутствии этого перечисления это намерение отсутствует. Например, на помощь пониманию, пункты последующей прилагаемой формулы изобретения могут содержать использование вступительных фраз "по меньшей мере один" и "один или несколько" для представления перечисления пунктов. Однако использование таких фраз не должно толковаться подразумевающим, что представление перечисления пунктов неопределенными артиклями "а" или "an" ограничивает любой конкретный пункт, содержащий это представленное перечисление пунктов, пунктами, содержащими лишь одно такое перечисление, даже если этот же пункт включает вступительные фразы "один или несколько" или "по меньшей мере один" и неопределенные артикли, такие как "а" или "an" (например, "а" и (или) "an" следует обычно интерпретировать как означающие "по меньшей мере один" или "один или несколько"); то же самое касается использования определенных артиклей, используемых для введения перечислений пунктов. Кроме того, даже конкретное число перечисления представляемых пунктов действительно четко упоминается, специалистам ясно, что это перечисление должно обычно интерпретироваться означающим, по меньшей мере, указанное число (например, простое перечисление "двух перечислений" без других модификаторов обычно означает, по меньшей мере, два перечисления или два или более перечислений). Кроме того, в тех случаях, когда используется выражение, аналогичное "по меньшей мере, одно из А, В и С и т.д.", обычно такая конструкция предназначена в том смысле, в каком специалист поймет это выражение (например, "система, имеющая, по меньшей мере, одно из А, В и С" будет включать без ограничения системы, имеющие только А, только В, только 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 выражение, аналогичное "по меньшей мере, одно из А, В или С и т.д.", обычно такая конструкция предназначена в смысле, в каком специалист поймет это выражение (например, "система, имеющая, по меньшей мере, одно из А, В или С" будет включать без ограничения системы, имеющие только А, только В, только С, А и В вместе, А и С вместе, В и С вместе и (или) А, В и С вместе и т.д.). Кроме того, специалисты поймут, что обычно дизъюнктивное слово и (или) фраза, представляющая два или более альтернативных терминов, будь то в описании, формуле изобретения или на чертежах, должны пониматься как предполагающие возможности включения одного из этих терминов, любого из этих терминов или обоих терминов, если контекст не диктует иначе. Например, фраза "А или В" обычно будет пониматься как включающая возможности "А" или "В" или "А и В".Specific aspects of the subject matter described herein are shown and described above, but it is clear to those skilled in the art that, based on the above description, changes and modifications are possible within the spirit and scope of the subject of the present invention described herein and its broader aspects, and therefore, the appended claims should cover in their scope all of these changes and modifications within the spirit and scope of the subject matter of the present invention described herein. Those skilled in the art will understand that, in general, the terms used in this document, and especially in the attached claims (for example, in the text of the attached claims), are mostly intended as “open” terms (for example, the term “including” should be interpreted as "including without limitation", the term "having" should be interpreted as "" having at least ", the term" includes "should be interpreted as" includes without limitation ", etc.). In addition, it will be clear to those skilled in the art that if a specific number of enumerations of the items presented is outlined, this intention will be clearly indicated in the paragraph of the formula, and in the absence of this enumeration, this intention is absent. For example, to aid understanding, the paragraphs of the subsequent appended claims may contain the use of the opening phrases “at least one” and “one or more” to represent a listing of the paragraphs. However, the use of such phrases should not be construed to imply that the presentation of the enumeration of the items with the indefinite articles “a” or “an” limits any particular clause containing this enumerated clause to paragraphs containing only one such enumeration, even if the same clause includes introductory phrases “ one or more "or" at least one "and indefinite articles such as" a "or" an "(for example," a "and (or)" an "should usually be interpreted as meaning" at least one "or" one or not how"); the same applies to the use of certain articles used to introduce item enumerations. In addition, even the specific number of the enumeration of the items presented is really clearly mentioned, it is clear to specialists that this enumeration should usually be interpreted as meaning at least the indicated number (for example, a simple enumeration of “two enumerations” without other modifiers usually means at least two transfers or two or more transfers). In addition, in cases where an expression similar to “at least one of A, B and C, etc.,” is used, such a construction is usually intended in the sense in which one will understand this expression (for example, “system having at least one of A, B and C "will include, without limitation, systems having only A, only B, only C, A and B together, A and C together, B and C together and (or) A , B and C together, etc.). In cases where an expression similar to “at least one of A, B or C, etc.,” is used, such a construction is usually intended in the sense in which the specialist will understand this expression (for example, “a system having, by at least one of A, B or C "will include, without limitation, systems having only A, only B, only C, A and B together, A and C together, B and C together and (or) A, B and C together, etc.). In addition, those skilled in the art will understand that usually a disjunctive word and / or phrase representing two or more alternative terms, whether in the description, claims, or in the drawings, should be understood as suggesting the possibility of including one of these terms, any of these terms, or both terms, unless the context dictates otherwise. For example, the phrase “A or B” will usually be understood as including the capabilities of “A” or “B” or “A and B”.
Что касается прилагаемой формулы изобретения, специалисты поймут, что перечисленные в ней операции могут обычно выполняться в любом порядке. Кроме того, хотя различные операционное потоки представлены в определенной последовательности (последовательностях), следует понимать, что различные операции могут выполняться в других порядках, чем те, какие проиллюстрированы, или могут быть выполняться одновременно. Примеры этих альтернативных порядков могут включать перекрывающийся, чередующийся, прерываемый, переупорядоченный, с приращениями, подготовительный, дополнительный, одновременный, обратный или иные вариантные порядки, если контекст не диктует иначе. Кроме того, термины, подобные "реагирующий на", "относящийся к" или иные имена прилагательные прошедшего времени, обычно не предназначены для исключения этих вариантов, если контекст не диктует иначе.As for the attached claims, those skilled in the art will understand that the operations listed therein can usually be performed in any order. In addition, although various operating flows are presented in a specific sequence (s), it should be understood that various operations may be performed in different orders than those illustrated or may be performed simultaneously. Examples of these alternative orders may include overlapping, alternating, interrupted, reordered, incremental, preparatory, additional, simultaneous, reverse, or other variant orders, unless the context dictates otherwise. In addition, terms such as “reacting to,” “referring to,” or other past tense adjectives are usually not intended to exclude these options unless the context dictates otherwise.
Аспекты предмета изобретения, описанные в настоящем документе, изложены в последующих пронумерованных пунктах:Aspects of the subject matter described herein are set forth in the following numbered paragraphs:
1. Способ эксплуатации ядерного реактора на бегущей волне, включающий следующие стадии:1. A method of operating a traveling wave nuclear reactor, comprising the following steps:
стадию, на которой фронт горения бегущей волны ядерного деления распространяют вдоль первого и второго измерений в нескольких тепловыделяющих подсборках ядерного деления в активной зоне ядерного реактора на бегущей волне; иthe stage at which the combustion front of the traveling wave of nuclear fission is distributed along the first and second measurements in several fuel subassemblies of nuclear fission in the active zone of a traveling wave nuclear reactor; and
стадию, на которой управляемо перемещают выбранные несколько тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места таким образом, что определяют форму фронта горения бегущей волны ядерного деления вдоль второго измерения в соответствии с выбранным набором размерных ограничений.the stage at which the selected several nuclear fission fuel subassemblies are controlled to be moved along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places in such a way that the shape of the combustion front of the traveling nuclear fission wave along the second measurement is determined in accordance with the selected set of dimensional restrictions.
2. Способ по п.1, где несколько тепловыделяющих подсборок ядерного деления являются удлиненными вдоль второго измерения.2. The method according to claim 1, where several of the fuel subassemblies of nuclear fission are elongated along the second dimension.
3. Способ по п.1, где первое измерение является практически ортогональным удлиненной оси нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.3. The method according to claim 1, where the first measurement is almost orthogonal to the elongated axis of several nuclear fission fuel subassemblies.
4. Способ по п.1, где первое измерение и второе измерение являются практически ортогональными друг другу.4. The method according to claim 1, where the first dimension and the second dimension are practically orthogonal to each other.
5. Способ по п.1, где первое измерение включает в себя радиальное измерение; и второе измерение включает в себя осевое измерение.5. The method according to claim 1, where the first measurement includes a radial measurement; and the second dimension includes an axial dimension.
6. Способ по п.1, где первое измерение включает в себя осевое измерение; и второе измерение включает в себя радиальное измерение.6. The method according to claim 1, where the first measurement includes an axial measurement; and the second dimension includes a radial dimension.
7. Способ по п.1, где первое измерение включает в себя осевое измерение; и второе измерение включает в себя боковое измерение.7. The method according to claim 1, where the first measurement includes an axial measurement; and the second dimension includes a lateral dimension.
8. Способ по п.1, где первое измерение включает в себя боковое измерение; и второе измерение включает в себя осевое измерение.8. The method according to claim 1, where the first measurement includes a lateral measurement; and the second dimension includes an axial dimension.
9. Способ по п.1, где первые места включают в себя направленные наружу места; и вторые места включают в себя направленные вовнутрь места.9. The method according to claim 1, where the first places include outward directed places; and second places include inwardly directed places.
10. Способ по п.9, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на геометрической близости к центральной части активной зоны реактора.10. The method according to claim 9, where the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on the geometric proximity to the central part of the reactor core.
11. Способ по п.9, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на потоке нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах больше, чем поток нейтронов в направленных наружу местах.11. The method according to claim 9, where the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on the neutron flux so that the neutron flux in the inwardly directed places is larger than the neutron flux in the outwardly directed places.
12. Способ по п.9, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах больше, чем keffective в направленных наружу местах.12. The method according to claim 9, where the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on reactivity such that k effective in inwardly directed places is greater than k effective in outwardly directed places.
13. Способ по п.1, где первые места включают в себя направленные вовнутрь места; и вторые места включают в себя направленные наружу места.13. The method according to claim 1, where the first places include directed inward places; and second places include outward places.
14. Способ по п.13, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на геометрической близости к центральной части активной зоны реактора.14. The method according to item 13, where the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on the geometric proximity to the central part of the reactor core.
15. Способ по п.13, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на потоке нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах больше, чем поток нейтронов в направленных наружу местах.15. The method according to item 13, where the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on the neutron flux so that the neutron flux in the inwardly directed places is larger than the neutron flux in the outwardly directed places.
16. Способ по п.13, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах больше, чем keffective в направленных наружу местах.16. The method according to item 13, where the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on reactivity such that k effective in inwardly directed places is greater than k effective in outwardly directed places.
17. Способ по п.1, где первые места и вторые места находятся с противоположных сторон опорного значения вдоль первого измерения.17. The method according to claim 1, where the first places and second places are on opposite sides of the reference value along the first measurement.
18. Способ по п.1, где первые места и вторые места включают по меньшей мере один атрибут, являющийся практически уравненным.18. The method according to claim 1, where the first places and second places include at least one attribute, which is almost equal.
19. Способ по п.18, где по меньшей мере один атрибут включает в себя геометрическую близость к центральной области активной зоны реактора.19. The method according to p, where at least one attribute includes a geometric proximity to the Central region of the reactor core.
20. Способ по п.18, где по меньшей мере один атрибут включает в себя поток нейтронов.20. The method of
21. Способ по п.18, где по меньшей мере один атрибут включает в себя реактивность.21. The method according to p, where at least one attribute includes reactivity.
22. Способ по п.1, где управляемое перемещение выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места включает в себя вращение по меньшей мере одной из нескольких выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.22. The method according to claim 1, where the controlled movement of the selected multiple fuel subassemblies of nuclear fission along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places includes the rotation of at least one of several selected multiple fuel subassemblies of nuclear fission.
23. Способ по п.1, где управляемое перемещение выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места включает в себя переворачивание по меньшей мере одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.23. The method according to claim 1, where the controlled movement of the selected multiple fuel subassemblies of nuclear fission along the first measurement from the respective first places to the corresponding second places includes turning over at least one of the selected several fuel subassemblies of nuclear fission.
24. Способ по п.1, где выбранный набор размерных ограничений включает предопределенное максимальное расстояние вдоль второго измерения.24. The method according to claim 1, where the selected set of dimensional restrictions includes a predetermined maximum distance along the second dimension.
25. Способ по п.1, где выбранный набор размерных ограничений является функцией по меньшей мере одного критерия фронта горения.25. The method according to claim 1, where the selected set of dimensional restrictions is a function of at least one criterion of the combustion front.
26. Способ по п.25, где критерий фронта горения включает поток нейтронов.26. The method according A.25, where the criterion of the combustion front includes a neutron flux.
27. Способ по п.26, где поток нейтронов связан по меньшей мере с одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.27. The method according to p, where the neutron flux is associated with at least one of several selected fuel subassemblies of nuclear fission.
28. Способ по п.25, где критерий фронта горения включает флюенс нейтронов.28. The method according A.25, where the criterion of the combustion front includes a neutron fluence.
29. Способ по п.28, где флюенс нейтронов связан по меньшей мере с одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.29. The method of
30. Способ по п.25, где критерий фронта горения включает выгорание.30. The method according A.25, where the criterion of the combustion front includes burnout.
31. Способ по п.30, где выгорание связано по меньшей мере с одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.31. The method according to
32. Способ по п.25, где критерий фронта горения включает место фронта горения по меньшей мере в одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.32. The method according A.25, where the criterion of the combustion front includes the location of the combustion front in at least one of the selected several fuel subassemblies of nuclear fission.
33. Способ по п.1, где управляемое перемещение выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места включает в себя управляемое перемещение выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления радиально вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.33. The method according to claim 1, where the controlled movement of the selected multiple fuel sub-assemblies of nuclear fission along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places includes the controlled movement of the selected multiple fuel sub-assemblies of nuclear fission radially along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places.
34. Способ по п.1, где управляемое перемещение выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места включает в себя управляемое перемещение выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления по спирали вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.34. The method according to claim 1, where the controlled movement of the selected multiple fuel sub-assemblies of nuclear fission along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places includes the controlled movement of the selected multiple fuel sub-assemblies of nuclear fission along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places.
35. Способ по п.1, где управляемое перемещение выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места включает в себя управляемое перемещение выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления аксиально вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.35. The method according to claim 1, where the controlled movement of the selected multiple fuel sub-assemblies of nuclear fission along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places includes the controlled movement of the selected multiple fuel sub-assemblies of nuclear fission axially along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places.
36. Способ по п.1, где форма фронта горения бегущей волны ядерного деления является практически сферической.36. The method according to claim 1, where the shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission is practically spherical.
37. Способ по п.1, где форма фронта горения бегущей волны ядерного деления практически соответствует выбранной непрерывно искривленной поверхности.37. The method according to claim 1, where the shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission practically corresponds to the selected continuously curved surface.
38. Способ по п.1, где форма фронта горения бегущей волны ядерного деления является практически осесимметричной относительно второго измерения.38. The method according to claim 1, where the shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission is practically axisymmetric with respect to the second dimension.
39. Способ по п.1, где форма фронта горения бегущей волны ядерного деления имеет практически n-кратную осевую симметрию относительно второго измерения.39. The method according to claim 1, where the shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission has almost n-fold axial symmetry relative to the second dimension.
40. Способ по п.1, где форма фронта горения бегущей волны ядерного деления вдоль второго измерения является асимметричной.40. The method according to claim 1, where the shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission along the second dimension is asymmetric.
41. Способ по п.40, где форма фронта горения бегущей волны ядерного деления является осеасимметричной относительно второго измерения.41. The method according to p, where the shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission is axisymmetric with respect to the second dimension.
42. Способ по п.1, включающий также стадию, на которой несколькими сборками игнайтера бегущей волны ядерного деления инициируют фронт горения бегущей волны ядерного деления.42. The method according to claim 1, further comprising the step of initiating a combustion front of a traveling nuclear fission wave by several assemblies of a traveling nuclear fission wave igniter.
43. Способ по п.42, включающий также стадию, на которой по меньшей мере одну из нескольких сборок игнайтера бегущей волны ядерного деления извлекают перед управляемым перемещением выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.43. The method of
44. Способ по п.43, где извлечение по меньшей мере одной из нескольких сборок игнайтера бегущей волны ядерного деления перед управляемым перемещением выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места включает в себя извлечение по меньшей мере одной из нескольких сборок игнайтера бегущей волны из вторых мест перед управляемым перемещением выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.44. The method according to item 43, where the extraction of at least one of several assemblies igniter of the traveling wave of nuclear fission before the controlled movement of the selected multiple fuel subassemblies of nuclear fission along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places includes removing at least one from several assemblies of the igniter of the traveling wave from second places before the controlled movement of the selected several fuel subassemblies of nuclear fission along the first measurement from stvuyuschih first places in respective second seats.
45. Способ по п.1, включающий также стадию, на которой вызывают то, что ядерный реактор на бегущей волне становится субкритическим перед управляемым перемещением выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.45. The method according to claim 1, further comprising the step of causing the traveling wave nuclear reactor to become subcritical before the controlled movement of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to corresponding second places.
46. Способ по п.45, где вызывание того, чтобы ядерный реактор на бегущей волне стал субкритическим, включает в себя введение поглощающего нейтроны материала в активную зону реактора.46. The method of claim 45, wherein causing the traveling wave nuclear reactor to become subcritical includes introducing neutron absorbing material into the reactor core.
47. Способ по п.45, включающий также стадию, на которой восстанавливают критичность после управляемого перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.47. The method according to item 45, including also the stage at which criticality is restored after the controlled movement of the selected several nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places.
48. Способ по п.47, где восстановление критичности включает в себя удаление, по меньшей мере, части поглощающего нейтроны материала из активной зоны реактора.48. The method according to clause 47, where the restoration of criticality includes the removal of at least part of the neutron-absorbing material from the reactor core.
49. Способ по п.45, включающий также стадию, на которой ядерный реактор на бегущей волне останавливают перед управляемым перемещением выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.49. The method of claim 45, further comprising the step of stopping the traveling wave nuclear reactor before the controlled movement of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places.
50. Способ по п.49, включающий также стадию, на которой ядерный реактор на бегущей волне повторно запускают после управляемого перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.50. The method of claim 49, further comprising the step of restarting the traveling wave nuclear reactor after a controlled movement of selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the respective first places to corresponding second places.
51. Способ управления ядерным реактором на бегущей волне, включающий следующие стадии:51. A method for controlling a traveling wave nuclear reactor, comprising the following steps:
стадию, на которой для фронта горения бегущей волны ядерного деления распространяющегося вдоль первого и второго измерений, определяют требуемую форму фронта горения бегущей волны ядерного деления вдоль второго измерения в нескольких тепловыделяющих подсборках ядерного деления в соответствии с выбранным набором размерных ограничений; иthe stage at which for the combustion front of the traveling wave of nuclear fission propagating along the first and second measurements, determine the desired shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission along the second dimension in several nuclear fission fuel subassemblies in accordance with the selected set of dimensional restrictions; and
стадию, на которой определяют перемещение выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.the stage at which the movement of the selected several nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places is determined depending on the desired shape.
52. Способ по п.51, включающий также стадию, на которой определяют существующую форму фронта горения бегущей волны ядерного деления.52. The method of claim 51, further comprising the step of determining the existing shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission.
53. Способ по п.51, где определение перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы включает в себя определение перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы установить требуемую форму.53. The method of claim 51, wherein determining the movement of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places, depending on the desired shape, includes determining the movement of the selected multiple nuclear fission nuclear fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places in the corresponding second places so as to establish the desired shape.
54. Способ по п.51, где определение перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы включает в себя определение перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы поддерживать требуемую форму.54. The method of claim 51, wherein determining the movement of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places, depending on the desired shape, includes determining the movement of the selected multiple nuclear fission nuclear fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places in the corresponding second places so as to maintain the desired shape.
55. Способ по п.51, включающий также стадию, на которой определяют время, когда перемещать выбранные несколько тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.55. The method of claim 51, further comprising the step of determining the time to move the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places depending on the desired shape.
56. Способ по п.51, включающий также стадию, на которой перемещают выбранные нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.56. The method of claim 51, further comprising the step of moving the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places depending on the desired shape.
57. Способ по п.51, где несколько тепловыделяющих подсборок ядерного деления являются удлиненными вдоль второго измерения.57. The method of claim 51, wherein the multiple nuclear fission fuel subassemblies are elongated along the second dimension.
58. Способ по п.51, где первое измерение является практически ортогональным удлиненной оси нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.58. The method of claim 51, wherein the first measurement is substantially orthogonal to the elongated axis of several nuclear fission fuel subassemblies.
59. Способ по п.51, где первое измерение и второе измерение являются практически ортогональными друг другу.59. The method of claim 51, wherein the first dimension and the second dimension are substantially orthogonal to each other.
60. Способ по п.51, где первое измерение включает в себя радиальное измерение; и второе измерение включает в себя осевое измерение.60. The method according to 51, where the first measurement includes a radial measurement; and the second dimension includes an axial dimension.
61. Способ по п.51, где первое измерение включает в себя осевое измерение; и второе измерение включает в себя радиальное измерение.61. The method according to 51, where the first measurement includes an axial measurement; and the second dimension includes a radial dimension.
62. Способ по п.51, где первое измерение включает в себя осевое измерение; и второе измерение включает в себя боковое измерение.62. The method according to 51, where the first measurement includes an axial measurement; and the second dimension includes a lateral dimension.
63. Способ по п.51, где первое измерение включает в себя боковое измерение; и второе измерение включает в себя осевое измерение.63. The method according to 51, where the first measurement includes a lateral measurement; and the second dimension includes an axial dimension.
64. Способ по п.51, где первые места включают в себя направленные наружу места; и вторые места включают в себя направленные вовнутрь места.64. The method according to § 51, where the first places include outward directed places; and second places include inwardly directed places.
65. Способ по п.64, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на геометрической близости к центральной части активной зоны реактора.65. The method according to
66. Способ по п.64, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на потоке нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах больше, чем поток нейтронов в направленных наружу местах.66. The method according to
67. Способ по п.64, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах больше, чем keffective в направленных наружу местах.67. The method according to
68. Способ по п.51, где первые места включают в себя направленные вовнутрь места; и вторые места включают в себя направленные наружу места.68. The method of claim 51, wherein the first places include inwardly directed places; and second places include outward places.
69. Способ по п.68, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на геометрической близости к центральной части активной зоны реактора.69. The method according to p, where the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on the geometric proximity to the central part of the reactor core.
70. Способ по п.68, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на потоке нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах больше, чем поток нейтронов в направленных наружу местах.70. The method according to p, where the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on the neutron flux so that the neutron flux in the inwardly directed places is larger than the neutron flux in the outwardly directed places.
71. Способ по п.68, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах больше, чем keffective в направленных наружу местах.71. The method of
72. Способ по п.51, где первые места и вторые места могут находиться с противоположных сторон опорного значения вдоль первого измерения.72. The method according to § 51, where the first places and second places can be on opposite sides of the reference value along the first dimension.
73. Способ по п.51, где первые места и вторые места включают в себя по меньшей мере один атрибут, являющийся практически уравненным.73. The method according to § 51, where the first places and second places include at least one attribute, which is almost equal.
74. Способ по п.73, где по меньшей мере один атрибут включает в себя геометрическую близость к центральной области активной зоны реактора.74. The method according to p, where at least one attribute includes a geometric proximity to the Central region of the reactor core.
75. Способ по п.73, где по меньшей мере одни атрибут включает в себя поток нейтронов.75. The method according to p, where at least one attribute includes a neutron flux.
76. Способ по п.73, где по меньшей мере один атрибут включает в себя реактивность.76. The method according to p, where at least one attribute includes reactivity.
77. Способ по п.51, где определение перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места включает в себя определение вращения по меньшей мере одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.77. The method of claim 51, wherein determining the movement of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the respective first places to the corresponding second locations includes determining the rotation of at least one of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies.
78. Способ по п.51, где определение перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места включает в себя определение переворачивания по меньшей мере одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.78. The method of claim 51, wherein determining the movement of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the respective first places to the corresponding second locations includes determining the at least one of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies to flip.
79. Способ по п.51, где выбранный набор размерных ограничений включает предопределенное максимальное расстояние вдоль второго измерения.79. The method of claim 51, wherein the selected set of dimensional constraints includes a predetermined maximum distance along the second dimension.
80. Способ по п.51, где выбранный набор размерных ограничений является функцией по меньшей мере одного критерия фронта горения.80. The method according to 51, where the selected set of dimensional restrictions is a function of at least one criterion of the combustion front.
81. Способ по п.80, где критерий фронта горения включает поток нейтронов.81. The method according to p. 80, where the criterion of the combustion front includes a neutron flux.
82. Способ по п.81, где поток нейтронов связан по меньшей мере с одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.82. The method of claim 81, wherein the neutron flux is associated with at least one of several selected nuclear fission fuel subassemblies.
83. Способ по п.80, где критерий фронта горения включает флюенс нейтронов.83. The method of claim 80, wherein the burning front criterion comprises neutron fluence.
84. Способ по п.83, где флюенс нейтронов связан по меньшей мере с одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.84. The method of claim 83, wherein the neutron fluence is coupled to at least one of several selected nuclear fission fuel subassemblies.
85. Способ по п.80, где критерий фронта горения включает выгорание.85. The method according to p. 80, where the criterion of the combustion front includes burnout.
86. Способ по п.85, где выгорание связано по меньшей мере с одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.86. The method according to p, where the burnout is associated with at least one of the selected multiple fuel subassemblies of nuclear fission.
87. Способ по п.80, где критерий фронта горения включает место фронта горения по меньшей мере в одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.87. The method according to p. 80, where the criterion of the combustion front includes the place of the combustion front in at least one of several selected nuclear fission fuel subassemblies.
88. Способ по п.51, где определение перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места включает в себя определение радиального перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.88. The method of claim 51, wherein determining the movement of the selected multiple nuclear fission fuel assemblies along the first measurement from the corresponding first places to the second places includes determining the radial movement of the selected multiple nuclear fission fuel assemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places places.
89. Способ по п.51, где определение перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места включает в себя определение спирального перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.89. The method of claim 51, wherein determining the movement of the selected multiple nuclear fission fuel assemblies along the first measurement from the corresponding first places to the second places includes determining the spiral movement of the selected multiple nuclear fission fuel assemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places places.
90. Способ по п.51, где определение перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места включает в себя определение осевого перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.90. The method of claim 51, wherein determining the movement of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the respective first places to the corresponding second locations includes determining an axial movement of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies.
91. Способ по п.51, где определение требуемой формы фронта горения бегущей волны ядерного деления включает в себя определение практически сферической формы фронта горения бегущей волны ядерного деления.91. The method according to 51, where the determination of the desired shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission includes determining the practically spherical shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission.
92. Способ по п.51, где определение требуемой формы фронта горения бегущей волны ядерного деления вдоль второго измерения включает в себя определение формы непрерывно искривленной поверхности фронта горения бегущей волны ядерного деления.92. The method of claim 51, wherein determining a desired shape of a burning front of a traveling wave of nuclear fission along a second dimension includes determining the shape of a continuously curved surface of a burning front of a traveling wave of nuclear fission.
93. Способ по п.51, где требуемая форма фронта горения бегущей волны ядерного деления является практически осесимметричной относительно второго измерения.93. The method according to 51, where the desired shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission is practically axisymmetric with respect to the second dimension.
94. Способ по п.51, где требуемая форма фронта горения бегущей волны ядерного деления имеет практически n-кратную осевую симметрию относительно второго измерения.94. The method according to 51, where the desired shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission has almost n-fold axial symmetry relative to the second dimension.
95. Способ по п.51, где требуемая форма фронта горения бегущей волны ядерного деления является асимметричной.95. The method according to 51, where the desired shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission is asymmetric.
96. Способ по п.95, где требуемая форма фронта горения бегущей волны ядерного деления является осеасимметричной относительно второго измерения.96. The method according to p, where the desired shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission is axisymmetric with respect to the second dimension.
97. Система, содержащая:97. A system comprising:
для фронта горения бегущей волны ядерного деления, распространяющегося вдоль первого и второго измерений, первые электрические схемы, предназначенные для определения требуемой формы фронта горения бегущей волны ядерного деления вдоль второго измерения в нескольких тепловыделяющих подсборках ядерного деления в соответствии с выбранным набором размерных ограничений; иfor the combustion front of a traveling nuclear fission wave propagating along the first and second measurements, the first electrical circuits designed to determine the desired shape of the combustion front of a traveling nuclear fission wave along the second dimension in several fuel subassemblies of nuclear fission in accordance with the selected set of dimensional restrictions; and
вторые электрические схемы, предназначенные для определения перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.second electrical circuits designed to determine the movement of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places depending on the desired shape.
98. Система по п.97, где вторые электрические схемы предназначены и для определения существующей формы фронта горения бегущей волны ядерного деления.98. The system of claim 97, wherein the second electrical circuits are also designed to determine the existing shape of the combustion front of a traveling wave of nuclear fission.
99. Система по п.97, где вторые электрические схемы предназначены и для определения перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы установить требуемую форму.99. The system of claim 97, wherein the second electrical circuits are also designed to determine the movement of selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the respective first locations to the corresponding second locations so as to establish the desired shape.
100. Система по п.97, где вторые электрические схемы предназначены и для определения перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы поддерживать требуемую форму.100. The system of claim 97, wherein the second electrical circuits are also for determining the movement of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first locations to the corresponding second locations so as to maintain the desired shape.
101. Система по п.97, где вторые электрические схемы предназначены и для определения времени, когда перемещать выбранные несколько тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.101. The system of claim 97, wherein the second electrical circuits are also for determining the time when to move the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first locations to the corresponding second locations depending on the desired shape.
102. Система по п.97, где несколько тепловыделяющих подсборок ядерного деления являются удлиненными вдоль второго измерения.102. The system of claim 97, wherein the multiple nuclear fission fuel subassemblies are elongated along the second dimension.
103. Система по п.97, где первое измерение является практически ортогональным удлиненной оси нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.103. The system of claim 97, wherein the first measurement is substantially orthogonal to the elongated axis of several nuclear fission fuel subassemblies.
104. Система по п.97, где первое измерение и второе измерение являются практически ортогональными друг другу.104. The system of claim 97, wherein the first dimension and the second dimension are substantially orthogonal to each other.
105. Система по п.97, где первое измерение включает в себя радиальное измерение; и второе измерение включает в себя осевое измерение.105. The system of claim 97, wherein the first measurement includes a radial measurement; and the second dimension includes an axial dimension.
106. Система по п.97, где первое измерение включает в себя осевое измерение; и второе измерение включает в себя радиальное измерение.106. The system of claim 97, wherein the first measurement includes an axial measurement; and the second dimension includes a radial dimension.
107. Система по п.97, где первое измерение включает в себя осевое измерение; и второе измерение включает в себя боковое измерение.107. The system of claim 97, wherein the first measurement includes an axial measurement; and the second dimension includes a lateral dimension.
108. Система по п.97, где первое измерение включает в себя боковое измерение; и второе измерение включает в себя осевое измерение.108. The system of claim 97, wherein the first dimension includes a lateral dimension; and the second dimension includes an axial dimension.
109. Система по п.97, где первые места включают в себя направленные наружу места; и вторые места включают в себя направленные вовнутрь места.109. The system of claim 97, wherein the first places include outwardly directed places; and second places include inwardly directed places.
110. Система по п.109, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на геометрической близости к центральной части активной зоны реактора.110. The system of claim 109, wherein the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on the geometric proximity to the central part of the reactor core.
111. Система по п.109, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на потоке нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах больше, чем поток нейтронов в направленных наружу местах.111. The system of claim 109, wherein the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on a neutron flux so that the neutron flux in the inwardly directed places is larger than the neutron flux in the outwardly directed places.
112. Система по п.109, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах больше, чем keffective в направленных наружу местах.112. The system of claim 109, wherein the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on reactivity such that k effective in inwardly directed places is greater than k effective in outwardly directed places.
113. Система по п.97, где первые места включают в себя направленные вовнутрь места; и вторые места включают в себя направленные наружу места.113. The system of claim 97, wherein the first places include inwardly directed places; and second places include outward places.
114. Система по п.113, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на геометрической близости к центральной части активной зоны реактора.114. The system of claim 113, wherein the inwardly directed and the outwardly oriented places are based on the geometric proximity to the central part of the reactor core.
115. Система по п.113, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на потоке нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах больше, чем поток нейтронов в направленных наружу местах.115. The system of claim 113, wherein the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on the neutron flux so that the neutron flux in the inwardly directed places is larger than the neutron flux in the outwardly directed places.
116. Система по п.113, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах больше, чем keffective в направленных наружу местах.116. The system of claim 113, wherein the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on reactivity such that k effective in inwardly directed places is greater than k effective in outwardly directed places.
117. Система по п.97, где первые места и вторые места находятся с противоположных сторон опорного значения вдоль первого измерения.117. The system of claim 97, wherein the first places and second places are on opposite sides of the reference value along the first dimension.
118. Система по п.97, где первые места и вторые места включают в себя по меньшей мере один атрибут, являющийся практически уравненным.118. The system of claim 97, wherein the first places and second places include at least one attribute that is substantially equal.
119. Система по п.118, где по меньшей мере один атрибут включает в себя геометрическую близость к центральной области активной зоны реактора.119. The system of claim 118, wherein the at least one attribute includes a geometric proximity to the central region of the reactor core.
120. Система по п.118, где по меньшей мере один атрибут включает в себя поток нейтронов.120. The system of claim 118, wherein the at least one attribute includes a neutron flux.
121. Система по п.118, где по меньшей мере один атрибут включает в себя реактивность.121. The system of claim 118, wherein the at least one attribute includes reactivity.
122. Система по п.97, где вторые электрические схемы предназначены и для определения вращения по меньшей мере одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.122. The system of claim 97, wherein the second electrical circuits are also designed to determine the rotation of at least one of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies.
123. Система по п.97, где вторые электрические схемы предназначены и для определения переворачивания по меньшей мере одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.123. The system of claim 97, wherein the second electrical circuits are also designed to determine the inversion of at least one of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies.
124. Система по п.97, где выбранный набор размерных ограничений включает предопределенное максимальное расстояние вдоль второго измерения.124. The system of claim 97, wherein the selected set of dimensional constraints includes a predetermined maximum distance along the second dimension.
125. Система по п.97, где выбранный набор размерных ограничений является функцией по меньшей мере одного критерия фронта горения.125. The system of claim 97, wherein the selected set of dimensional constraints is a function of at least one criterion of the combustion front.
126. Система по п.125, где критерий фронта горения включает поток нейтронов.126. The system according to p, where the criterion of the combustion front includes a neutron flux.
127. Система по п.126, где поток нейтронов связан по меньшей мере с одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.127. The system of claim 126, wherein the neutron flux is associated with at least one of several selected nuclear fission fuel subassemblies.
128. Система по п.125, где критерий фронта горения включает флюенс нейтронов.128. The system of claim 125, wherein the criterion of the combustion front includes neutron fluence.
129. Система по п.128, где флюенс нейтронов связан по меньшей мере с одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.129. The system of claim 128, wherein the neutron fluence is associated with at least one of several selected nuclear fission fuel subassemblies.
130. Система по п.125, где критерий фронта горения включает выгорание.130. The system according to p, where the criterion of the combustion front includes burnout.
131. Система по п.130, где выгорание связано по меньшей мере с одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.131. The system of claim 130, wherein the burnup is associated with at least one of a selected multiple nuclear fission fuel subassemblies.
132. Система по п.125, где критерий фронта горения включает место фронта горения по меньшей мере в одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.132. The system according to p. 125, where the criterion of the combustion front includes the place of the combustion front in at least one of several selected nuclear fission fuel subassemblies.
133. Система по п.97, где вторые электрические схемы предназначены и для определения радиального перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.133. The system of claim 97, wherein the second electrical circuits are also intended for determining the radial movement of selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places.
134. Система по п.97, где вторые электрические схемы предназначены и для определения спирального перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.134. The system of claim 97, wherein the second electrical circuits are also designed to determine the spiral movement of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places.
135. Система по п.97, где вторые электрические схемы предназначены и для определения осевого перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.135. The system of claim 97, wherein the second electrical circuits are also for determining axial displacement of selected multiple nuclear fission fuel subassemblies.
136. Система по п.97, где первые электрические схемы предназначены и для определения практически сферической формы фронта горения бегущей волны ядерного деления.136. The system according to p. 97, where the first electrical circuits are designed to determine the almost spherical shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission.
137. Система по п.97, где первые электрические схемы предназначены и для определения формы непрерывно искривленной поверхности фронта горения бегущей волны ядерного деления.137. The system of claim 97, wherein the first electrical circuits are also designed to determine the shape of a continuously curved surface of the combustion front of a traveling nuclear fission wave.
138. Система по п.97, где требуемая форма фронта горения бегущей волны ядерного деления является практически осесимметричной относительно второго измерения.138. The system of claim 97, wherein the desired shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission is practically axisymmetric with respect to the second dimension.
139. Система по п.97, где требуемая форма фронта горения бегущей волны ядерного деления имеет практически n-кратную осевую симметрию относительно второго измерения.139. The system of claim 97, wherein the desired shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission has almost n-fold axial symmetry with respect to the second dimension.
140. Система по п.97, где требуемая форма фронта горения бегущей волны ядерного деления является асимметричной.140. The system of claim 97, wherein the desired shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission is asymmetric.
141. Система по п.140, где требуемая форма фронта горения бегущей волны ядерного деления является осеасимметричной относительно второго измерения.141. The system of claim 140, wherein the desired shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission is axisymmetric with respect to the second dimension.
142. Компьютерный программный продукт, содержащий:142. A computer program product comprising:
первую управляющую программу на считываемой компьютером среде, предназначенную для определения, для фронта горения бегущей волны ядерного деления, распространяющегося вдоль первого и второго измерений, требуемой формы фронта горения бегущей волны ядерного деления вдоль второго измерения в нескольких тепловыделяющих подсборках ядерного деления в соответствии с выбранным набором размерных ограничений; иthe first control program on a computer-readable medium designed to determine, for the front of burning of a nuclear fission traveling wave propagating along the first and second measurements, the desired shape of the burning front of a nuclear fission traveling wave along the second dimension in several nuclear fission fuel subassemblies in accordance with the selected set of dimensional restrictions; and
вторую управляющую программу на считываемой компьютером среде, предназначенную для определения перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.the second control program on a computer-readable medium, designed to determine the movement of the selected several nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places depending on the desired shape.
143. Компьютерный программный продукт по п.142, где вторая управляющая программа на считываемой компьютером среде предназначена и для определения существующей формы фронта горения бегущей волны ядерного деления.143. The computer program product according to p, where the second control program on a computer-readable medium is also intended to determine the existing shape of the combustion front of a traveling nuclear fission wave.
144. Компьютерный программный продукт по п.142, где вторая управляющая программа на считываемой компьютером среде предназначена и для определения перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы установить требуемую форму.144. The computer program product according to p, where the second control program on a computer-readable medium is designed to determine the movement of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places so as to establish the desired shape.
145. Компьютерный программный продукт по п.142, где вторая управляющая программа на считываемой компьютером среде предназначена и для определения перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы поддерживать требуемую форму.145. The computer program product according to p, where the second control program on a computer-readable medium is designed to determine the movement of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places so as to maintain the desired shape.
146. Компьютерный программный продукт по п.142, где вторая управляющая программа на считываемой компьютером среде предназначена и для определения времени, когда перемещать выбранные несколько тепловыделяющие подсборки ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.146. The computer program product according to p, where the second control program on a computer-readable medium is also used to determine the time when to move the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places depending on the desired shape.
147. Компьютерный программный продукт по п.142, где несколько тепловыделяющих подсборок ядерного деления являются удлиненными вдоль второго измерения.147. The computer program product according to p, where several of the fuel subassemblies of nuclear fission are elongated along the second dimension.
148. Компьютерный программный продукт по п.142, где первое измерение является практически ортогональным удлиненной оси нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.148. The computer program product according to p, where the first measurement is practically orthogonal to the elongated axis of several nuclear fission fuel subassemblies.
149. Компьютерный программный продукт по п.142, где первое измерение и второе измерение являются практически ортогональными друг другу.149. The computer program product according to p, where the first dimension and the second dimension are almost orthogonal to each other.
150. Компьютерный программный продукт по п.142, где первое измерение включает в себя радиальное измерение; и второе измерение включает в себя осевое измерение.150. The computer program product according to p, where the first measurement includes a radial measurement; and the second dimension includes an axial dimension.
151. Компьютерный программный продукт по п.142, где первое измерение включает в себя осевое измерение; и второе измерение включает в себя радиальное измерение.151. The computer program product according to p, where the first measurement includes an axial measurement; and the second dimension includes a radial dimension.
152. Компьютерный программный продукт по п.142, где первое измерение включает в себя осевое измерение; и второе измерение включает в себя боковое измерение.152. The computer program product according to p, where the first measurement includes an axial measurement; and the second dimension includes a lateral dimension.
153. Компьютерный программный продукт по п.142, где первое измерение включает в себя боковое измерение; и второе измерение включает в себя осевое измерение.153. The computer program product according to p, where the first dimension includes a lateral dimension; and the second dimension includes an axial dimension.
154. Компьютерный программный продукт по п.142, где первые места включают в себя направленные наружу места; и вторые места включают в себя направленные вовнутрь места.154. The computer program product of claim 142, wherein the first places include outwardly directed places; and second places include inwardly directed places.
155. Компьютерный программный продукт по п.154, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на геометрической близости к центральной части активной зоны реактора.155. The computer program product of claim 154, wherein the inwardly directed and the outwardly oriented places are based on the geometric proximity to the central part of the reactor core.
156. Компьютерный программный продукт по п.154, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на потоке нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах больше, чем поток нейтронов в направленных наружу местах.156. The computer program product of claim 154, wherein the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on the neutron flux so that the neutron flux in the inwardly directed places is larger than the neutron flux in the outwardly directed places.
157. Компьютерный программный продукт по п.154, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах больше, чем keffective в направленных наружу местах.157. The computer program product of claim 154, wherein the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on reactivity such that keffective at inwardly directed places greater than keffective in outward places.
158. Компьютерный программный продукт по п.142, где первые места включают в себя направленные вовнутрь места; и вторые места включают в себя направленные наружу места.158. The computer program product according to p, where the first places include inwardly directed places; and second places include outward places.
159. Компьютерный программный продукт по п.158, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на геометрической близости к центральной части активной зоны реактора.159. The computer program product of claim 158, wherein the inwardly directed and the outwardly directed places are based on the geometric proximity to the central part of the reactor core.
160. Компьютерный программный продукт по п.158, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на потоке нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах больше, чем поток нейтронов в направленных наружу местах.160. The computer program product of claim 158, wherein the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on the neutron flux so that the neutron flux in the inwardly directed places is larger than the neutron flux in the outwardly directed places.
161. Компьютерный программный продукт по п.158, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах больше, чем keffective в направленных наружу местах.161. The computer program product of claim 158, wherein the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on reactivity such that k effective in inwardly directed places is greater than k effective in outwardly oriented places.
162. Компьютерный программный продукт по п.142, где первые места и вторые места могут находиться с противоположных сторон опорного значения вдоль первого измерения.162. The computer program product according to p, where the first places and second places can be located on opposite sides of the reference value along the first measurement.
163. Компьютерный программный продукт по п.142, где первые места и вторые места включают в себя по меньшей мере один атрибут, являющийся практически уравненным.163. The computer program product according to p, where the first places and second places include at least one attribute, which is almost equal.
164. Компьютерный программный продукт по п.163, где по меньшей мере один атрибут включает в себя геометрическую близость к центральной области активной зоны реактора.164. The computer program product according to p, where at least one attribute includes a geometric proximity to the Central region of the reactor core.
165. Компьютерный программный продукт по п.163, где по меньшей мере один атрибут включает в себя поток нейтронов.165. The computer program product according to p, where at least one attribute includes a neutron flux.
166. Компьютерный программный продукт по п.163, где по меньшей мере один атрибут включает в себя реактивность.166. The computer program product according to p, where at least one attribute includes reactivity.
167. Компьютерный программный продукт по п.142, где вторые электрические схемы предназначены и для определения вращения по меньшей мере одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.167. The computer program product according to p, where the second circuitry is designed to determine the rotation of at least one of the selected multiple fuel subassemblies of nuclear fission.
168. Компьютерный программный продукт по п.142, где вторые электрические схемы предназначены и для определения переворачивания по меньшей мере одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.168. The computer program product according to p, where the second circuitry is designed to determine the inversion of at least one of the selected multiple fuel subassemblies of nuclear fission.
169. Компьютерный программный продукт по п.142, где выбранный набор размерных ограничений включает предопределенное максимальное расстояние вдоль второго измерения.169. The computer program product of claim 142, wherein the selected set of dimensional constraints includes a predetermined maximum distance along the second dimension.
170. Компьютерный программный продукт по п.142, где выбранный набор размерных ограничений является функцией по меньшей мере одного критерия фронта горения.170. The computer program product according to p, where the selected set of dimensional restrictions is a function of at least one criterion of the combustion front.
171. Компьютерный программный продукт по п.170, где критерий фронта горения включает поток нейтронов.171. The computer software product according p, where the criterion of the combustion front includes a neutron flux.
172. Компьютерный программный продукт по п.171, где поток нейтронов связан по меньшей мере с одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.172. The computer program product according to Claim 171, wherein the neutron flux is associated with at least one of several selected nuclear fission fuel subassemblies.
173. Компьютерный программный продукт по п.170, где критерий фронта горения включает флюенс нейтронов.173. The computer software product of claim 170, wherein the burning front criterion includes neutron fluence.
174. Компьютерный программный продукт по п.173, где флюенс нейтронов связан по меньшей мере с одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.174. The computer program product according to Claim 173, wherein the neutron fluence is associated with at least one of several selected nuclear fission fuel subassemblies.
175. Компьютерный программный продукт по п.170, где критерий фронта горения включает выгорание.175. The computer program product of claim 170, wherein the criterion of a combustion front includes burn-out.
176. Компьютерный программный продукт по п.175, где выгорание связано по меньшей мере с одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.176. The computer program product according to Claim 175, wherein the burnout is associated with at least one of several selected nuclear fission fuel subassemblies.
177. Компьютерный программный продукт по п.170, где критерий фронта горения включает место фронта горения по меньшей мере в одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.177. The computer program product according to p, where the criterion of the combustion front includes the location of the combustion front in at least one of the selected multiple fuel subassemblies of nuclear fission.
178. Компьютерный программный продукт по п.142, где вторая управляющая программа на считываемой компьютером среде включает третью управляющую программу на считываемой компьютером среде, предназначенную для определения радиального перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.178. The computer program product according to p, where the second control program on a computer-readable medium includes a third control program on a computer-readable medium, designed to determine the radial movement of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places.
179. Компьютерный программный продукт по п.142, где вторая управляющая программа на считываемой компьютером среде включает четвертую управляющую программу на считываемой компьютером среде, предназначенную для определения спирального перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.179. The computer program product according to p. 142, where the second control program on a computer-readable medium includes a fourth control program on a computer-readable medium, designed to determine the spiral movement of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places.
180. Компьютерный программный продукт по п.142, где вторая управляющая программа на считываемой компьютером среде включает пятую управляющую программу на считываемой компьютером среде, предназначенную для определения осевого перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.180. The computer program product according to p, where the second control program on a computer-readable medium includes a fifth control program on a computer-readable medium, designed to determine the axial displacement of selected several nuclear fission fuel subassemblies.
181. Компьютерный программный продукт по п.142, где первая управляющая программа на считываемой компьютером среде включает седьмую управляющую программу на считываемой компьютером среде, предназначенную для определения практически сферической формы фронта горения бегущей волны ядерного деления.181. The computer program product according to p, where the first control program on a computer-readable medium includes a seventh control program on a computer-readable medium, designed to determine the practically spherical shape of the combustion front of a traveling nuclear fission wave.
182. Компьютерный программный продукт по п.142, где первая управляющая программа на считываемой компьютером среде включает восьмую управляющую программу на считываемой компьютером среде, предназначенную для определения формы непрерывно искривленной поверхности фронта горения бегущей волны ядерного деления.182. The computer program product according to p, where the first control program on a computer-readable medium includes an eighth control program on a computer-readable medium, designed to determine the shape of a continuously curved surface of the combustion front of a traveling nuclear fission wave.
183. Компьютерный программный продукт по п.142, где требуемая форма фронта горения бегущей волны ядерного деления является практически осесимметричной относительно второго измерения.183. The computer program product according to p, where the desired shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission is practically axisymmetric with respect to the second dimension.
184. Компьютерный программный продукт по п.142, где требуемая форма фронта горения бегущей волны ядерного деления имеет практически n-кратную осевую симметрию относительно второго измерения.184. The computer program product according to p, where the desired shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission has almost n-fold axial symmetry relative to the second dimension.
185. Компьютерный программный продукт по п.142, где требуемая форма фронта горения бегущей волны ядерного деления является асимметричной.185. The computer program product according to p, where the desired shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission is asymmetric.
186. Компьютерный программный продукт по п.185, где требуемая форма фронта горения бегущей волны ядерного деления является осеасимметричной относительно второго измерения.186. The computer program product according to p, where the desired shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission is axisymmetric with respect to the second dimension.
187. Система, содержащая:187. A system comprising:
для фронта горения бегущей волны ядерного деления, распространяющегося вдоль первого и второго измерений, первые электрические схемы, предназначенные для определения требуемой формы фронта горения бегущей волны ядерного деления вдоль второго измерения в нескольких тепловыделяющих подсборках ядерного деления в соответствии с выбранным набором размерных ограничений;for the combustion front of a traveling nuclear fission wave propagating along the first and second measurements, the first electrical circuits designed to determine the desired shape of the combustion front of a traveling nuclear fission wave along the second dimension in several fuel subassemblies of nuclear fission in accordance with the selected set of dimensional restrictions;
вторые электрические схемы, предназначенные для определения перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы; иsecond electrical circuits designed to determine the movement of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places depending on the desired shape; and
подсборку, предназначенную для перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления, реагирующих на вторые электрические схемы.a subassembly designed to move selected multiple nuclear fission fuel subassemblies responsive to second electrical circuits.
188. Система по п.187, где вторые электрические схемы предназначены и для определения существующей формы фронта горения бегущей волны ядерного деления.188. The system of claim 188, wherein the second electrical circuits are also intended to determine the existing shape of the combustion front of a traveling wave of nuclear fission.
189. Система по п.187, где вторые электрические схемы предназначены и для определения перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы установить требуемую форму.189. The system of claim 188, wherein the second electrical circuits are also for determining the movement of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first locations to the corresponding second locations so as to establish the desired shape.
190. Система по п.187, где вторые электрические схемы предназначены и для определения перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы поддерживать требуемую форму.190. The system of claim 188, wherein the second electrical circuits are also for determining the movement of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first locations to the corresponding second locations so as to maintain the desired shape.
191. Система по п.187, где вторые электрические схемы предназначены и для определения времени, когда перемещать выбранные несколько тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.191. The system of claim 188, wherein the second electrical circuits are also used to determine the time when to move the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places depending on the desired shape.
192. Система по п.187, где несколько тепловыделяющих подсборок ядерного деления являются удлиненными вдоль второго измерения.192. The system of claim 188, wherein the multiple nuclear fission fuel subassemblies are elongated along the second dimension.
193. Система по п.187, где первое измерение является практически ортогональным удлиненной оси нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.193. The system of claim 188, wherein the first measurement is substantially orthogonal to the elongated axis of several nuclear fission fuel subassemblies.
194. Система по п.187, где первое измерение и второе измерение являются практически ортогональными друг другу.194. The system of claim 188, wherein the first dimension and the second dimension are substantially orthogonal to each other.
195. Система по п.187, где первое измерение включает в себя радиальное измерение; и второе измерение включает в себя осевое измерение.195. The system of claim 187, wherein the first measurement includes a radial measurement; and the second dimension includes an axial dimension.
196. Система по п.187, где первое измерение включает в себя осевое измерение; и второе измерение включает в себя радиальное измерение.196. The system of claim 188, wherein the first measurement includes an axial measurement; and the second dimension includes a radial dimension.
197. Система по п.187, где первое измерение включает в себя осевое измерение; и второе измерение включает в себя боковое измерение.197. The system of claim 188, wherein the first measurement includes an axial measurement; and the second dimension includes a lateral dimension.
198. Система по п.187, где мерное измерение включает в себя боковое измерение; и второе измерение включает в себя осевое измерение.198. The system of claim 188, wherein the dimensional measurement includes a lateral measurement; and the second dimension includes an axial dimension.
199. Система по п.187, где первые места включают в себя направленные наружу места; и вторые места включают в себя направленные вовнутрь места.199. The system of claim 187, wherein the first places include outwardly directed places; and second places include inwardly directed places.
200. Система по п.199, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на геометрической близости к центральной части активной зоны реактора.200. The system of claim 199, wherein the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on the geometric proximity to the central part of the reactor core.
201. Система по п.199, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на потоке нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах больше, чем поток нейтронов в направленных наружу местах.201. The system of claim 199, wherein the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on the neutron flux so that the neutron flux in the inwardly directed places is larger than the neutron flux in the outwardly directed places.
202. Система по п.199, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах больше, чем keffective в направленных наружу местах.202. The system of claim 199, wherein the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on reactivity such that k effective in inwardly directed places is greater than k effective in outwardly directed places.
203. Система по п.187, где первые места включают в себя направленные вовнутрь места; и вторые места включают в себя направленные наружу места.203. The system of claim 187, wherein the first places include inwardly directed places; and second places include outward places.
204. Система по п.203, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на геометрической близости к центральной части активной зоны реактора.204. The system of claim 203, wherein the inwardly directed and the outwardly directed places are based on the geometric proximity to the central part of the reactor core.
205. Система по п.203, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на потоке нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах больше, чем поток нейтронов в направленных наружу местах.205. The system of claim 203, wherein the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on the neutron flux so that the neutron flux in the inwardly directed places is larger than the neutron flux in the outwardly directed places.
206. Система по п.203, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах больше, чем keffective в направленных наружу местах.206. The system of claim 203, wherein the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on reactivity such that k effective in inwardly directed places is greater than k effective in outwardly directed places.
207. Система по п.187, где первые места и вторые места могут находиться с противоположных сторон опорного значения вдоль первого измерения.207. The system of claim 187, wherein the first places and second places may be on opposite sides of the reference value along the first dimension.
208. Система по п.187, где первые места и вторые места включают в себя по меньшей мере один атрибут, являющийся практически уравненным.208. The system of claim 188, wherein the first places and second places include at least one attribute that is substantially equal.
209. Система по п.208, где по меньшей мере один атрибут включает в себя геометрическую близость к центральной области активной зоны реактора.209. The system of
210. Система по п.208, где по меньшей мере один атрибут включает в себя поток нейтронов.210. The system of
211. Система по п.208, где по меньшей мере один атрибут включает в себя реактивность.211. The system of
212. Система по п.187, где вторые электрические схемы предназначены и для определения вращения по меньшей мере одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.212. The system of claim 188, wherein the second electrical circuits are also designed to determine the rotation of at least one of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies.
213. Система по п.187, где вторые электрические схемы предназначены и для определения переворачивания по меньшей мере одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.213. The system of claim 188, wherein the second electrical circuits are also intended to determine the inversion of at least one of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies.
214. Система по п.187, где подсборка включает устройство манипулирования ядерным топливом.214. The system of claim 188, wherein the subassembly includes a nuclear fuel handling device.
215. Система по п.187, где подсборка предназначена и для радиального перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.215. The system of claim 188, wherein the subassembly is also intended for radial movement of selected multiple nuclear fission fuel subassemblies from corresponding first places to corresponding second places.
216. Система по п.187, где подсборка предназначена и для спирального перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.216. The system of claim 188, wherein the subassembly is also intended for the helical movement of selected several nuclear fission fuel subassemblies from corresponding first places to corresponding second places.
217. Система по п.187, где подсборка предназначена и для осевого перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.217. The system of claim 188, wherein the subassembly is also intended for axial movement of selected several nuclear fission fuel subassemblies.
218. Система по п.187, где подсборка предназначена и для вращения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.218. The system of claim 188, wherein the subassembly is also intended to rotate selected several nuclear fission fuel subassemblies.
219. Система по п.187, где подсборка предназначена и для переворачивания выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.219. The system of claim 188, wherein the subassembly is also intended for inverting selected several nuclear fission fuel subassemblies.
220. Ядерный реактор на бегущей волне, содержащий:220. A traveling wave nuclear reactor comprising:
активную зону ядерного реактора на бегущей волне;active zone of a traveling wave nuclear reactor;
несколько тепловыделяющих подсборок ядерного деления, принятых в активной зоне ядерного реактора на бегущей волне, причем каждая из нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления предназначена для распространения в ней фронта горения бегущей волны ядерного деления вдоль первого и второго измерений;several fuel fission subassemblies of nuclear fission received in the active zone of a nuclear fission reactor on a traveling wave, each of several fuel fission subassemblies of nuclear fission designed to propagate the combustion front of a traveling nuclear fission wave along the first and second measurements;
первые электрические схемы, предназначенные для определения требуемой формы фронта горения бегущей волны ядерного деления вдоль второго измерения в нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления в соответствии с выбранным набором размерных ограничений;first electrical circuits designed to determine the desired shape of the combustion front of a traveling wave of nuclear fission along the second dimension in several fuel subassemblies of nuclear fission in accordance with the selected set of dimensional restrictions;
вторые электрические схемы, предназначенные для определения перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы; иsecond electrical circuits designed to determine the movement of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places depending on the desired shape; and
подсборку, предназначенную для перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления, реагирующих на вторые электрические схемы.a subassembly designed to move selected multiple nuclear fission fuel subassemblies responsive to second electrical circuits.
221. Реактор по п.220, где вторые электрические схемы предназначены и для определения существующей формы фронта горения бегущей волны ядерного деления.221. The reactor according to
222. Реактор по п.220, где вторые электрические схемы предназначены и для определения перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы установить требуемую форму.222. The reactor according to
223. Реактор по п.220, где вторые электрические схемы предназначены и для определения перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы поддерживать требуемую форму.223. The reactor according to
224. Реактор по п.220, где вторые электрические схемы предназначены и для определения времени, когда перемещать выбранные несколько тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.224. The reactor according to
225. Реактор по п.220, где несколько тепловыделяющих подсборок ядерного деления являются удлиненными вдоль второго измерения.225. The reactor according to
226. Реактор по п.220, где первое измерение является практически ортогональным удлиненной оси нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.226. The reactor according to
227. Реактор по п.220, где первое измерение и второе измерение являются практически ортогональными друг другу.227. The reactor according to
228. Реактор по п.220, где первое измерение включает в себя радиальное измерение; и второе измерение включает в себя осевое измерение.228. The reactor according to
229. Реактор по п.220, где первое измерение включает в себя осевое измерение; и второе измерение включает в себя радиальное измерение.229. The reactor according to
230. Реактор по п.220, где первое измерение включает в себя осевое измерение; и второе измерение включает в себя боковое измерение.230. The reactor according to
231. Реактор по п.220, где первое измерение включает в себя боковое измерение; и второе измерение включает в себя осевое измерение.231. The reactor according to
232. Реактор по п.220, где первые места включают в себя направленные наружу места; и вторые места включают в себя направленные вовнутрь места.232. The reactor according to p. 220, where the first places include outward directed places; and second places include inwardly directed places.
233. Реактор по п.232, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на геометрической близости к центральной части активной зоны реактора.233. The reactor according to
234. Реактор по п.232, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на потоке нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах больше, чем поток нейтронов в направленных наружу местах.234. The reactor according to p. 232, where the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on the neutron flux so that the neutron flux in the inwardly directed places is larger than the neutron flux in the outwardly directed places.
235. Реактор по п.232, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах больше, чем keffective в направленных наружу местах.235. The reactor according to
236. Реактор по п.220, где первые места включают в себя направленные вовнутрь места; и вторые места включают в себя направленные наружу места.236. The reactor according to
237. Реактор по п.236, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на геометрической близости к центральной части активной зоны реактора.237. The reactor according to claim 233, wherein the inwardly directed and outwardly directed places are based on the geometric proximity to the central part of the reactor core.
238. Реактор по п.236, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на потоке нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах больше, чем поток нейтронов в направленных наружу местах.238. The reactor according to claim 233, wherein the inwardly directed places and the outwardly directed places are based on the neutron flux so that the neutron flux in the inwardly directed places is larger than the neutron flux in the outwardly directed places.
239. Реактор по п.236, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны на реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах больше, чем keffective в направленных наружу местах.239. The reactor according to p. 236, where inwardly directed places and outwardly directed places are based on reactivity such that k effective in inwardly directed places is greater than k effective in outwardly directed places.
240. Реактор по п.220, где первые места и вторые места могут находиться с противоположных сторон опорного значения вдоль первого измерения.240. The reactor according to
241. Реактор по п.220, где первые места и вторые места включают в себя по меньшей мере один атрибут, являющийся практически уравненным.241. The reactor according to p, where the first places and second places include at least one attribute, which is almost equal.
242. Реактор по п.241, где по меньшей мере один атрибут включает в себя геометрическую близость к центральной области активной зоны реактора.242. The reactor according to claim 241, wherein the at least one attribute includes a geometric proximity to the central region of the reactor core.
243. Реактор по п.241, где по меньшей мере один атрибут включает в себя поток нейтронов.243. The reactor according to claim 241, wherein the at least one attribute includes a neutron flux.
244. Реактор по п.241, где но меньшей мере один атрибут включает в себя реактивность.244. The reactor according to claim 241, wherein at least one attribute includes reactivity.
245. Реактор по п.220, где вторые электрические схемы предназначены и для определения вращения по меньшей мере одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.245. The reactor according to p. 220, where the second electrical circuit is designed to determine the rotation of at least one of the selected several fuel subassemblies of nuclear fission.
246. Реактор по п.220, где вторые электрические схемы предназначены и для определения переворачивания по меньшей мере одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.246. The reactor according to p. 220, where the second electrical circuit is designed to determine the inversion of at least one of the selected several fuel subassemblies of nuclear fission.
247. Реактор по п.220, где выбранный набор размерных ограничений включает предопределенное максимальное расстояние вдоль второго измерения.247. The reactor according to
248. Реактор по п.220, где выбранный набор размерных ограничений является функцией по меньшей мере одного критерия фронта горения.248. The reactor according to
249. Реактор по п.248, где критерий фронта горения включает поток нейтронов.249. The reactor according to paragraph 248, where the criterion of the combustion front includes a neutron flux.
250. Реактор по п.249, где поток нейтронов связан по меньшей мере с одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.250. The reactor according to p. 249, where the neutron flux is associated with at least one of the selected several fuel subassemblies of nuclear fission.
251. Реактор по п.248, где критерий фронта горения включает флюенс нейтронов.251. The reactor according to paragraph 248, where the criterion of the combustion front includes the neutron fluence.
252. Реактор по п.251, где флюенс нейтронов связан по меньшей мере с одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.252. The reactor according to claim 251, wherein the neutron fluence is associated with at least one of several selected nuclear fission fuel subassemblies.
253. Реактор по п.248, где критерий фронта горения включает выгорание.253. The reactor according to paragraph 248, where the criterion of the combustion front includes burnout.
254. Реактор по п.253, где выгорание связано по меньшей мере с одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.254. The reactor according to claim 253, wherein the burnup is associated with at least one of several selected nuclear fission fuel subassemblies.
255. Реактор по п.248, где критерий фронта горения включает место фронта горения по меньшей мере в одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.255. The reactor according to paragraph 248, where the criterion of the combustion front includes the location of the combustion front in at least one of several selected fuel subassemblies of nuclear fission.
256. Реактор по п.220, где вторые электрические схемы предназначены и для определения радиального перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.256. The reactor according to p. 220, where the second electrical circuit is designed to determine the radial movement of the selected multiple fuel subassemblies of nuclear fission along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places.
257. Реактор по п.220, где вторые электрические схемы предназначены и для определения спирального перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.257. The reactor according to
258. Реактор по п.220, где вторые электрические схемы предназначены и для определения осевого перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.258. The reactor according to
259. Реактор по п.220, где первые электрические схемы предназначены и для определения практически сферической формы фронта горения бегущей волны ядерного деления.259. The reactor according to
260. Реактор по п.220, где первые электрические схемы предназначены и для определения формы непрерывно искривленной поверхности фронта горения бегущей волны ядерного деления.260. The reactor according to
261. Реактор по п.220, где требуемая форма фронта горения бегущей волны ядерного деления является практически осесимметричной относительно второго измерения.261. The reactor according to
262. Реактор по п.220, где требуемая форма фронта горения бегущей волны ядерного деления имеет практически n-кратную осевую симметрию относительно второго измерения.262. The reactor according to p. 220, where the desired shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission has almost n-fold axial symmetry relative to the second dimension.
263. Реактор по п.220, где требуемая форма фронта горения бегущей волны ядерного деления является асимметричной.263. The reactor according to
264. Реактор по п.263, где требуемая форма фронта горения бегущей волны ядерного деления является осеасимметричной относительно второго измерения.264. The reactor according to p. 263, where the desired shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission is axisymmetric with respect to the second dimension.
265. Реактор по п.220, где подсборка включает устройство манипулирования ядерным топливом.265. The reactor according to
266. Реактор по п.220, где подсборка предназначена и для радиального перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.266. The reactor according to
267. Реактор по п.220, где подсборка предназначена и для спирального перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.267. The reactor according to
268. Реактор по п.220, где подсборка предназначена и для осевого перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.268. The reactor according to
269. Реактор по п.220, где подсборка предназначена и для вращения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.269. The reactor according to
270. Реактор по п.220, где подсборка предназначена и для переворачивания выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.270. The reactor according to
271. Способ эксплуатации ядерного реактора на бегущей волне, включающий следующие стадии:271. A method of operating a traveling-wave nuclear reactor, comprising the following steps:
стадию, на которой по меньшей мере одну тепловыделяющую сборку ядерного деления перемещают наружу с первого места в активной зоне ядерного реактора на бегущей волне во второе место в активной зоне ядерного реактора на бегущей волне.a stage in which at least one fuel assembly of nuclear fission is moved outward from the first place in the active zone of the traveling wave nuclear reactor to the second place in the active zone of the traveling wave nuclear reactor.
272. Способ по п.271, включающий также стадию, на которой по меньшей мере одну тепловыделяющую сборку ядерного деления перемещают вовнутрь со второго места.272. The method according to p. 271, which also includes a stage in which at least one fuel assembly of nuclear fission is moved inward from the second place.
273. Способ по п.271, где первые места и вторые места основаны на геометрической близости к центральной части активной зоны реактора.273. The method according to p. 271, where the first places and second places are based on the geometric proximity to the central part of the reactor core.
274. Способ по п.271, где первые места и вторые места основаны на потоке нейтронов так, что поток нейтронов в первых местах больше, чем поток нейтронов во вторых местах.274. The method according to p. 271, where the first places and second places are based on the neutron flux so that the neutron flux in the first places is greater than the neutron flux in the second places.
275. Способ по п.271, где первые места и вторые места основаны на реактивности так, что keffective в первых местах больше, чем keffective во вторых местах.275. The method of claim 271, wherein the first places and second places are based on reactivity such that k effective in first places is greater than k effective in second places.
276. Способ эксплуатации ядерного реактора на бегущей волне, включающий следующие стадии:276. A method of operating a traveling wave nuclear reactor, comprising the following steps:
стадию, на которой определяют перемещение по меньшей мере одной тепловыделяющей сборки ядерного деления в первом направлении с первого места в активной зоне ядерного реактора на бегущей волне во второе место в активной зоне ядерного реактора на бегущей волне, причем второе место отличается от первого места; иa stage in which the movement of at least one fuel assembly of nuclear fission in the first direction from the first place in the active zone of the traveling wave nuclear reactor to the second place in the active zone of the traveling wave nuclear reactor is determined, the second place being different from the first place; and
стадию, на которой определяют перемещение по меньшей мере одной тепловыделяющей сборки ядерного деления во втором направлении со второго места, причем второе направление отличается первого направления.a stage in which the movement of at least one fuel assembly of nuclear fission in the second direction from the second place is determined, the second direction being different from the first direction.
277. Способ по п.276, где первое направление направлено наружу; и второе направление направлено вовнутрь.277. The method according to clause 276, where the first direction is directed outward; and the second direction is inward.
278. Способ по п.277, где первые места и вторые места основаны на геометрической близости к центральной части активной зоны реактора.278. The method according to clause 277, where the first places and second places are based on the geometric proximity to the Central part of the reactor core.
279. Способ по п.277, где первые места и вторые места основаны на потоке нейтронов так, что поток нейтронов в первых местах больше, чем поток нейтронов во вторых местах.279. The method according to clause 277, where the first places and second places are based on the neutron flux so that the neutron flux in the first places is greater than the neutron flux in the second places.
280. Способ по п.277, где первые места и вторые места основаны на реактивности так, что keffective в первых местах больше, чем keffective во вторых местах.280. The method according to clause 277, where the first places and second places are based on reactivity so that k effective in the first places is greater than k effective in the second places.
281. Способ по п.276, где первое направление направлено вовнутрь; и второе направление направлено наружу.281. The method according to clause 276, where the first direction is directed inward; and the second direction is outward.
282. Способ по п.281, где вторые места и первые места основаны на геометрической близости к центральной части активной зоны реактора.282. The method according to p. 281, where the second places and first places are based on the geometric proximity to the Central part of the reactor core.
283. Способ по п.281, где вторые места и первые места основаны на потоке нейтронов так, что поток нейтронов во вторых местах больше, чем поток нейтронов в первых местах.283. The method according to p, where the second places and first places are based on the neutron flux so that the neutron flux in the second places is greater than the neutron flux in the first places.
284. Способ по п.281, где вторые места и первые места основаны на реактивности так, что keffective во вторых местах больше, чем keffective в первых местах.284. The method of claim 281, wherein the second places and first places are based on reactivity such that k effective in second places is greater than k effective in first places.
285. Способ эксплуатации ядерного реактора на бегущей волне, включающий следующие стадии:285. A method of operating a traveling-wave nuclear reactor, comprising the following steps:
стадию, на которой по меньшей мере одну тепловыделяющую сборку ядерного деления перемещают в первом направлении с первого места в активной зоне ядерного, реактора на бегущей волне во второе место в активной зоне ядерного реактора на бегущей волне, причем второе место отличается от первого места; иa stage in which at least one fuel assembly of nuclear fission is moved in the first direction from the first place in the active zone of the nuclear, traveling wave reactor to the second place in the active zone of the traveling wave nuclear reactor, the second place being different from the first place; and
стадию, на которой определяют перемещение по меньшей мере одной тепловыделяющей сборки ядерного деления во втором направлении со второго места, причем второе направление отличается первого направления.a stage in which the movement of at least one fuel assembly of nuclear fission in the second direction from the second place is determined, the second direction being different from the first direction.
286. Способ по п.285, где первое направление направлено наружу; и второе направление направлено вовнутрь.286. The method according to p. 285, where the first direction is directed outward; and the second direction is inward.
287. Способ по п.286, где первые места и вторые места основаны на геометрической близости к центральной части активной зоны реактора.287. The method according to p. 286, where the first places and second places are based on the geometric proximity to the Central part of the reactor core.
288. Способ по п.286, где первые места и вторые места основаны на потоке нейтронов так, что поток нейтронов в первых местах больше, чем поток нейтронов во вторых местах.288. The method according to p. 286, where the first places and second places are based on the neutron flux so that the neutron flux in the first places is greater than the neutron flux in the second places.
289. Способ по п.286, где первые места и вторые места основаны на реактивности так, что keffective в первых местах больше, чем keffective во вторых местах.289. The method according to p. 286, where the first places and second places are based on reactivity so that k effective in the first places is greater than k effective in the second places.
290. Способ по п.285, где первое направление направлено вовнутрь; и второе направление направлено наружу.290. The method according to p. 285, where the first direction is directed inward; and the second direction is outward.
291. Способ по п.290, где вторые места и первые места основаны на геометрической близости к центральной части активной зоны реактора.291. The method according to p, where the second places and first places are based on the geometric proximity to the Central part of the reactor core.
292. Способ по п.290, где вторые места и первые места основаны на потоке нейтронов так, что поток нейтронов во вторых местах больше, чем поток нейтронов в первых местах.292. The method according to p, where the second places and first places are based on the neutron flux so that the neutron flux in the second places is greater than the neutron flux in the first places.
293. Способ по п.290, где вторые места и первые места основаны на реактивности так, что keffective во вторых местах больше, чем keffective в первых местах.293. The method according to p, where the second places and first places are based on reactivity so that k effective in second places is greater than k effective in first places.
294. Способ эксплуатации ядерного реактора на бегущей волне, включающий следующие стадии:294. A method of operating a traveling-wave nuclear reactor, comprising the following steps:
стадию, на которой по меньшей мере одну тепловыделяющую сборку ядерного деления перемещают в первом направлении с первого места в активной зоне ядерного реактора на бегущей волне во второе место в активной зоне ядерного реактора на бегущей волне, причем второе место отличается от первого места; иa stage in which at least one fuel assembly of nuclear fission is moved in the first direction from the first place in the active zone of the traveling wave nuclear reactor to the second place in the active zone of the traveling wave nuclear reactor, the second place being different from the first place; and
стадию, на которой по меньшей мере одну тепловыделяющую сборку ядерного деления перемещают во втором направлении со второго места, причем второе направление отличается первого направления.a stage in which at least one fuel assembly of nuclear fission is moved in the second direction from the second place, the second direction being different from the first direction.
295. Способ по п.294, где первое направление направлено наружу; и второе направление направлено вовнутрь.295. The method according to p. 294, where the first direction is directed outward; and the second direction is inward.
296. Способ по п.295, где первые места и вторые места основаны на геометрической близости к центральной части активной зоны реактора.296. The method according to p. 295, where the first places and second places are based on the geometric proximity to the Central part of the reactor core.
297. Способ по п.295, где первые места и вторые места основаны на потоке нейтронов так, что поток нейтронов в первых местах больше, чем поток нейтронов во вторых местах.297. The method according to p. 295, where the first places and second places are based on the neutron flux so that the neutron flux in the first places is greater than the neutron flux in the second places.
298. Способ по п.295, где первые места и вторые места основаны на реактивности так, что keffective в первых местах больше, чем keffective во вторых местах.298. The method according to p. 295, where the first places and second places are based on reactivity so that k effective in the first places is greater than k effective in the second places.
299. Способ по п.294, где первое направление направлено вовнутрь; и второе направление направлено наружу.299. The method according to p. 294, where the first direction is directed inward; and the second direction is outward.
300. Способ по п.299, где вторые места и первые места основаны на геометрической близости к центральной части активной зоны реактора.300. The method according to p, where the second places and first places are based on the geometric proximity to the Central part of the reactor core.
301. Способ по п.299, где вторые места и первые места основаны на потоке нейтронов так, что поток нейтронов во вторых местах больше, чем поток нейтронов в первых местах.301. The method according to p, where the second places and first places are based on the neutron flux so that the neutron flux in the second places is greater than the neutron flux in the first places.
302. Способ по п.299, где вторые места и первые места основаны на реактивности так, что keffective во вторых местах больше, чем keffective в первых местах.302. The method according to p, where the second places and the first places are based on reactivity so that k effective in the second places is greater than k effective in the first places.
303. Способ эксплуатации ядерного реактора деления, включающий следующие стадии:303. A method of operating a nuclear fission reactor, comprising the following stages:
стадию, на которой выбирают предварительно определенный уровень выгорания; иa stage at which a predetermined burnup level is selected; and
стадию, на которой определяют перемещение выбранных нескольких тепловыделяющих сборок ядерного деления в активной зоне ядерного реактора так, чтобы добиться уровня выгорания, уравненного до предопределенного уровня выгорания практически во всех тепловыделяющих сборках ядерного деления.the stage at which the movement of the selected several nuclear fission fuel assemblies in the core of the nuclear reactor is determined so as to achieve a burnup level equal to a predetermined burnup level in virtually all nuclear fission fuel assemblies.
304. Способ по п.303, включающий также стадию, на которой выбранные несколько тепловыделяющие сборок ядерного деления перемещают в активной зоне ядерного реактора деления в соответствии с определенным перемещением.304. The method of claim 303, further comprising the step of moving the selected multiple nuclear fission fuel assemblies in the active zone of the nuclear fission reactor in accordance with a specific movement.
305. Способ по п.304, включающий также стадию, на которой определяют извлечение соответствующих выбранных нескольких тепловыделяющих сборок ядерного деления, когда уровень выгорания уравнен до предопределенного уровня выгорания.305. The method according to
306. Способ по п.305, включающий также стадию, на которой выбранные несколько тепловыделяющих сборок ядерного деления извлекают в соответствии с определенным извлечением в соответствии с определенным извлечением.306. The method according to p. 305, which also includes a stage in which the selected multiple fuel assemblies of nuclear fission are extracted in accordance with a specific extraction in accordance with a specific extraction.
В настоящем документе раскрыты различные аспекты и варианты осуществления, однако специалистам будут очевидны другие аспект и варианты осуществления. Различные аспекты и варианты осуществления, раскрытые в настоящем документе, случат целями иллюстрации и не предназначены для ограничения объема настоящего изобретения, причем объем и сущность настоящего изобретения указаны последующей формулой изобретения.Various aspects and embodiments are disclosed herein, however, other aspects and embodiments will be apparent to those skilled in the art. The various aspects and embodiments disclosed herein are for purposes of illustration and are not intended to limit the scope of the present invention, the scope and spirit of the present invention being indicated by the following claims.
Claims (106)
стадию, на которой для фронта горения бегущей волны ядерного деления, распространяющегося вдоль первого и второго измерений, определяют требуемую форму фронта горения бегущей волны ядерного деления вдоль второго измерения в нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления в соответствии с выбранным набором размерных ограничений;
причем определение требуемой формы фронта горения бегущей волны ядерного деления основано на том, что реактивность в соответствующих местах, через которые бегущая волна ядерного деления уже распространилась, больше, чем реактивность в направлении распространяющейся бегущей волны ядерного деления, так что уменьшается или ограничивается дальнейшее распространение фронта горения и образуется кольцевая оболочка, обеспечивающая удельное производство энергии, и
стадию, на которой определяют перемещение выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.1. A method for controlling a traveling wave nuclear reactor, comprising the following steps:
the stage at which for the combustion front of the traveling wave of nuclear fission propagating along the first and second measurements, the required shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission along the second dimension is determined in several fuel subassemblies of nuclear fission in accordance with the selected set of dimensional restrictions;
moreover, the determination of the desired shape of the combustion front of the traveling nuclear fission wave is based on the fact that the reactivity in the corresponding places through which the traveling nuclear fission wave has already propagated is greater than the reactivity in the direction of the propagating traveling nuclear fission wave, so that further propagation of the combustion front is reduced or limited and an annular shell is formed providing specific energy production, and
the stage at which the movement of the selected several nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places is determined depending on the desired shape.
для фронта горения бегущей волны ядерного деления, распространяющегося вдоль первого и второго измерений, первые электрические схемы, предназначенные для определения требуемой формы фронта горения бегущей волны ядерного деления вдоль второго измерения в нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления в соответствии с выбранным набором размерных ограничений;
причем определение требуемой формы фронта горения бегущей волны ядерного деления основано на том, что реактивность в соответствующих местах, через которые бегущая волна ядерного деления уже распространилась, больше, чем реактивность в направлении распространяющейся бегущей волны ядерного деления, так что уменьшается или ограничивается дальнейшее распространение фронта горения и образуется кольцевая оболочка, обеспечивающая удельное производство энергии, и
вторые электрические схемы, предназначенные для определения перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.37. A system comprising:
for the combustion front of the traveling wave of nuclear fission propagating along the first and second measurements, the first electrical circuits designed to determine the desired shape of the combustion front of the traveling wave of nuclear fission along the second dimension in several fuel subassemblies of nuclear fission in accordance with the selected set of dimensional restrictions;
moreover, the determination of the desired shape of the combustion front of the traveling nuclear fission wave is based on the fact that the reactivity in the corresponding places through which the traveling nuclear fission wave has already propagated is greater than the reactivity in the direction of the propagating traveling nuclear fission wave, so that further propagation of the combustion front is reduced or limited and an annular shell is formed providing specific energy production, and
second electrical circuits designed to determine the movement of the selected multiple nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places depending on the desired shape.
первую управляющую программу на считываемой компьютером среде, предназначенную для определения фронта горения бегущей волны ядерного деления, распространяющегося вдоль первого и второго измерений, требуемой формы фронта горения бегущей волны ядерного деления вдоль второго измерения в нескольких тепловыделяющих подсборках ядерного деления в соответствии с выбранным набором размерных ограничений;
причем определение требуемой формы фронта горения бегущей волны ядерного деления основано на том, что реактивность в соответствующих местах, через которые бегущая волна ядерного деления уже распространилась, больше, чем реактивность в направлении распространяющейся бегущей волны ядерного деления, так что уменьшается или ограничивается дальнейшее распространение фронта горения и образуется кольцевая оболочка, обеспечивающая удельное производство энергии, и
вторую управляющую программу на считываемой компьютером среде, предназначенную для определения перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.72. A programmable hardware device comprising:
the first control program on a computer-readable medium designed to determine the burning front of a nuclear fission traveling wave propagating along the first and second measurements, the desired shape of the burning front of a nuclear fission traveling wave along the second dimension in several nuclear fission fuel subassemblies in accordance with the selected set of dimensional restrictions;
moreover, the determination of the desired shape of the combustion front of the traveling nuclear fission wave is based on the fact that the reactivity in the corresponding places through which the traveling nuclear fission wave has already propagated is greater than the reactivity in the direction of the propagating traveling nuclear fission wave, so that further propagation of the combustion front is reduced or limited and an annular shell is formed providing specific energy production, and
the second control program on a computer-readable medium, designed to determine the movement of the selected several nuclear fission fuel subassemblies along the first measurement from the corresponding first places to the corresponding second places depending on the desired shape.
Applications Claiming Priority (9)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US12/590,448 US10008294B2 (en) | 2009-11-06 | 2009-11-06 | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
US12/590,448 | 2009-11-06 | ||
US12/657,725 | 2010-01-25 | ||
US12/657,725 US9922733B2 (en) | 2009-11-06 | 2010-01-25 | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
US12/657,726 | 2010-01-25 | ||
US12/657,726 US9799416B2 (en) | 2009-11-06 | 2010-01-25 | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
US12/657,735 US9786392B2 (en) | 2009-11-06 | 2010-01-25 | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
US12/657,735 | 2010-01-25 | ||
PCT/US2010/002925 WO2011056235A1 (en) | 2009-11-06 | 2010-11-05 | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2012120916A RU2012120916A (en) | 2013-12-20 |
RU2557563C2 RU2557563C2 (en) | 2015-07-27 |
RU2557563C9 true RU2557563C9 (en) | 2015-11-20 |
Family
ID=43970210
Family Applications (3)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2012120918/07A RU2557257C2 (en) | 2009-11-06 | 2010-11-05 | System for moving fuel assemblies in nuclear reactor and nuclear reactor |
RU2012120915/07A RU2562063C2 (en) | 2009-11-06 | 2010-11-05 | Methods of moving fuel assemblies in fission nuclear reactor (versions) |
RU2012120916/07A RU2557563C9 (en) | 2009-11-06 | 2010-11-05 | Methods and systems for displacement of fuel elements in nuclear reactor |
Family Applications Before (2)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2012120918/07A RU2557257C2 (en) | 2009-11-06 | 2010-11-05 | System for moving fuel assemblies in nuclear reactor and nuclear reactor |
RU2012120915/07A RU2562063C2 (en) | 2009-11-06 | 2010-11-05 | Methods of moving fuel assemblies in fission nuclear reactor (versions) |
Country Status (8)
Country | Link |
---|---|
EP (4) | EP2497088A4 (en) |
JP (5) | JP6026887B2 (en) |
KR (4) | KR101986381B1 (en) |
CN (4) | CN102696073B (en) |
BR (4) | BR112012010797A2 (en) |
EA (1) | EA024235B1 (en) |
RU (3) | RU2557257C2 (en) |
WO (4) | WO2011093841A2 (en) |
Families Citing this family (18)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US9799416B2 (en) | 2009-11-06 | 2017-10-24 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
US9922733B2 (en) | 2009-11-06 | 2018-03-20 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
US10008294B2 (en) | 2009-11-06 | 2018-06-26 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
US9786392B2 (en) | 2009-11-06 | 2017-10-10 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
CN102696073B (en) * | 2009-11-06 | 2018-05-18 | 泰拉能源有限责任公司 | The method and system of fuel assembly is migrated in fission-type reactor |
WO2011143475A1 (en) | 2010-05-12 | 2011-11-17 | Spectrum Pharmaceuticals, Inc. | Lanthanum carbonate hydroxide, lanthanum oxycarbonate and methods of their manufacture and use |
EP3134902B1 (en) * | 2014-04-25 | 2021-03-31 | Ceradyne Inc. | Nuclear fuel storage pool including aqueous solution of polyhedral boron hydride anions or carborane anions and methods of using the same |
US20160189805A1 (en) | 2014-12-31 | 2016-06-30 | Terrapower, Llc | Flux-shifting reactivity control system |
KR101657502B1 (en) | 2015-03-10 | 2016-09-20 | 한전케이피에스 주식회사 | Complex simulator of nuclear fuel handling equipment |
CA3007576A1 (en) * | 2015-12-06 | 2017-06-15 | Ian Richard Scott | Rectangular nuclear reactor core |
KR20190058493A (en) | 2016-10-07 | 2019-05-29 | 도레이 카부시키가이샤 | Tubular fabric |
CN106960090B (en) * | 2017-03-16 | 2020-02-11 | 西安交通大学 | Method for calculating geometric deformation reactivity of reactor assembly |
CN109215809B (en) * | 2018-09-13 | 2022-03-01 | 中国核动力研究设计院 | Micro-spherical fuel assembly of supercritical carbon dioxide reactor |
CN110991809B (en) * | 2019-11-06 | 2022-11-15 | 中国辐射防护研究院 | Reactor core inventory real-time estimation method based on Hualong I |
WO2022256102A2 (en) * | 2021-04-29 | 2022-12-08 | Ohio State Innovation Foundation | Nuclear reactor core with rotating fuel modules and related systems |
CN113673116B (en) * | 2021-09-01 | 2022-03-08 | 上海交通大学 | Three-dimensional quasi-transportation acceleration method aiming at uniform geometric variable block method |
CN114707189B (en) * | 2022-06-02 | 2022-08-19 | 西安交通大学 | Method for equivalently simulating bending of fuel assemblies in pressurized water reactor core |
TWI816560B (en) * | 2022-09-26 | 2023-09-21 | 行政院原子能委員會核能研究所 | Design method of lattice enrichment of nuclear fuel bundle of boiling water reactor |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5282229A (en) * | 1991-02-15 | 1994-01-25 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Method and apparatus for measuring gap between adjoining fuel rods of fuel assembly |
US6026136A (en) * | 1994-08-16 | 2000-02-15 | Radkowsky Thorium Power Corp. | Seed-blanket reactors |
RU2173484C1 (en) * | 2000-02-14 | 2001-09-10 | Государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники" | Fast reactor using heavy liquid-metal coolant |
Family Cites Families (46)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4040902A (en) * | 1975-04-03 | 1977-08-09 | General Atomic Company | Method for axially shuffling fuel elements in a nuclear reactor |
DE2839667A1 (en) * | 1978-09-12 | 1980-03-13 | Hitachi Ltd | Refuelling cycle for boiling water reactor - replaces one fuel assembly in four at each refuelling cycle esp. yearly |
US4285769A (en) * | 1978-10-19 | 1981-08-25 | General Electric Company | Control cell nuclear reactor core |
JPS561386A (en) | 1979-06-18 | 1981-01-09 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor core structure |
JPS5687891A (en) * | 1979-12-18 | 1981-07-16 | Tokyo Shibaura Electric Co | Reactor |
US4584167A (en) * | 1982-04-23 | 1986-04-22 | Westinghouse Electric Corp. | Blanket management method for liquid metal fast breeder reactors |
FR2592516B2 (en) * | 1985-12-30 | 1989-08-18 | Framatome Sa | METHOD FOR OPERATING A NUCLEAR REACTOR AND SPECTRUM VARIATION NUCLEAR REACTOR USING WATER DISPLACEMENT CLUSTERS |
JPS6262284A (en) * | 1985-09-12 | 1987-03-18 | 株式会社日立製作所 | Fast breeder reactor and fuel charging method thereof |
JPS63154994A (en) * | 1986-12-19 | 1988-06-28 | 株式会社日立製作所 | Fuel exchanger controller |
JPS63187191A (en) * | 1987-01-30 | 1988-08-02 | 株式会社日立製作所 | Fuel aggregate |
JPH02170206A (en) * | 1988-12-23 | 1990-07-02 | Toshiba Corp | Controller |
US5143690A (en) * | 1990-07-10 | 1992-09-01 | General Electric Company | Fuel-assembly inversion for dual-phase nuclear reactors |
FR2665014B1 (en) * | 1990-07-17 | 1992-09-18 | Framatome Sa | METHOD AND DEVICE FOR PROTECTING A NUCLEAR REACTOR. |
JPH04299286A (en) * | 1991-03-28 | 1992-10-22 | Toshiba Corp | Operating method of core for fast reactor |
JP2915200B2 (en) * | 1991-07-24 | 1999-07-05 | 株式会社日立製作所 | Fuel loading method and reactor core |
JPH0618685A (en) * | 1992-07-01 | 1994-01-28 | Toshiba Corp | Fast breeder |
US5490185A (en) * | 1993-07-23 | 1996-02-06 | Westinghouse Electric Corporation | System for automatic refueling of a nuclear reactor |
US5677938A (en) * | 1995-03-13 | 1997-10-14 | Peco Energy Company | Method for fueling and operating a nuclear reactor core |
JP3318193B2 (en) * | 1996-04-26 | 2002-08-26 | 株式会社日立製作所 | Fuel loading method |
WO1998041991A1 (en) * | 1997-03-17 | 1998-09-24 | Hitachi, Ltd. | Method of operating reactor |
JP3847988B2 (en) * | 1997-12-01 | 2006-11-22 | 株式会社東芝 | Reactor power monitoring device |
JPH11264887A (en) * | 1998-03-17 | 1999-09-28 | Toshiba Corp | Reactor nuclear instrumentation system, reactor power distribution monitoring system provided with this system and reactor power monitoring method |
JPH11295462A (en) * | 1998-04-13 | 1999-10-29 | Hitachi Ltd | Fuel recycle system of high-speed neutron utilization furnace |
DE19827443A1 (en) * | 1998-06-19 | 1999-12-30 | Siemens Ag | Process for starting a boiling water reactor |
US6181759B1 (en) * | 1999-07-23 | 2001-01-30 | Westinghouse Electric Company Llc | Method and apparatus for determining nearness to criticality of a nuclear fueled electric power generating unit |
US7139352B2 (en) | 1999-12-28 | 2006-11-21 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Reactivity control rod for core |
FR2808372B1 (en) * | 2000-04-27 | 2002-07-26 | Framatome Sa | METHOD AND DEVICE FOR MEASURING THE DIAMETER OF A PERIPHERAL PENCIL OF A NUCLEAR REACTOR FUEL ASSEMBLY |
KR100857982B1 (en) * | 2001-03-30 | 2008-09-10 | 페블 베드 모듈러 리엑터(프로프라이어터리) 리미티드 | A nuclear power plant and a method of conditioning its power generation circuit |
JP3433230B2 (en) * | 2001-07-09 | 2003-08-04 | 東京工業大学長 | Reactor core and nuclear fuel material replacement method in the core |
US20050069075A1 (en) | 2003-06-04 | 2005-03-31 | D.B.I. Century Fuels And Aerospace Services, Inc. | Reactor tray vertical geometry with vitrified waste control |
SE525701C2 (en) * | 2003-08-28 | 2005-04-05 | Westinghouse Electric Sweden | Procedure for operation of a nuclear reactor |
US6862329B1 (en) * | 2003-10-06 | 2005-03-01 | Global Nuclear Fuel-Americas Llc | In-cycle shuffle |
US7224761B2 (en) | 2004-11-19 | 2007-05-29 | Westinghouse Electric Co. Llc | Method and algorithm for searching and optimizing nuclear reactor core loading patterns |
US20070153959A1 (en) * | 2005-12-27 | 2007-07-05 | Douglas Mark Jacobs | Method and system for optimizing a refueling outage schedule |
JP2007232429A (en) * | 2006-02-28 | 2007-09-13 | Tokyo Institute Of Technology | Operation method of nuclear reactor |
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 |
US20090175402A1 (en) * | 2006-11-28 | 2009-07-09 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Method and system for providing fuel in a nuclear reactor |
US9734922B2 (en) * | 2006-11-28 | 2017-08-15 | Terrapower, Llc | System and method for operating a modular nuclear fission deflagration wave reactor |
US9275759B2 (en) | 2006-11-28 | 2016-03-01 | Terrapower, Llc | Modular nuclear fission 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 |
US20090080587A1 (en) * | 2006-11-28 | 2009-03-26 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Nuclear fission igniter |
US8971474B2 (en) * | 2006-11-28 | 2015-03-03 | Terrapower, Llc | Automated nuclear power reactor for long-term operation |
JP2009145294A (en) * | 2007-12-18 | 2009-07-02 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | Method and system for fuel assembly arrangement |
US9721679B2 (en) * | 2008-04-08 | 2017-08-01 | Terrapower, Llc | Nuclear fission reactor fuel assembly adapted to permit expansion of the nuclear fuel contained therein |
US9281083B2 (en) * | 2009-04-06 | 2016-03-08 | Terrapower, Llc | Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein |
CN102696073B (en) * | 2009-11-06 | 2018-05-18 | 泰拉能源有限责任公司 | The method and system of fuel assembly is migrated in fission-type reactor |
-
2010
- 2010-11-05 CN CN201080060896.2A patent/CN102696073B/en active Active
- 2010-11-05 BR BR112012010797A patent/BR112012010797A2/en not_active IP Right Cessation
- 2010-11-05 JP JP2012537863A patent/JP6026887B2/en active Active
- 2010-11-05 WO PCT/US2010/002905 patent/WO2011093841A2/en active Application Filing
- 2010-11-05 CN CN201080060903.9A patent/CN102714067B/en active Active
- 2010-11-05 WO PCT/US2010/002912 patent/WO2011093845A2/en active Application Filing
- 2010-11-05 EP EP10844847.3A patent/EP2497088A4/en not_active Ceased
- 2010-11-05 KR KR1020127014295A patent/KR101986381B1/en active IP Right Grant
- 2010-11-05 BR BR112012010799A patent/BR112012010799A2/en not_active Application Discontinuation
- 2010-11-05 JP JP2012537858A patent/JP6166535B2/en active Active
- 2010-11-05 JP JP2012537857A patent/JP6162403B2/en active Active
- 2010-11-05 BR BR112012010802A patent/BR112012010802A2/en not_active Application Discontinuation
- 2010-11-05 CN CN201080060902.4A patent/CN102714066B/en active Active
- 2010-11-05 EP EP10844848A patent/EP2497089A2/en not_active Withdrawn
- 2010-11-05 RU RU2012120918/07A patent/RU2557257C2/en active
- 2010-11-05 EP EP10828672A patent/EP2497091A1/en not_active Withdrawn
- 2010-11-05 BR BR112012010800A patent/BR112012010800A2/en not_active Application Discontinuation
- 2010-11-05 WO PCT/US2010/002907 patent/WO2011093842A2/en active Application Filing
- 2010-11-05 EA EA201290223A patent/EA024235B1/en not_active IP Right Cessation
- 2010-11-05 RU RU2012120915/07A patent/RU2562063C2/en active
- 2010-11-05 WO PCT/US2010/002925 patent/WO2011056235A1/en active Application Filing
- 2010-11-05 KR KR1020127014298A patent/KR101987479B1/en active IP Right Grant
- 2010-11-05 JP JP2012537861A patent/JP6025565B2/en active Active
- 2010-11-05 KR KR1020127014309A patent/KR102017897B1/en active IP Right Grant
- 2010-11-05 RU RU2012120916/07A patent/RU2557563C9/en active
- 2010-11-05 KR KR1020127014303A patent/KR102004542B1/en active IP Right Grant
- 2010-11-05 CN CN201080060907.7A patent/CN102714064B/en active Active
- 2010-11-05 EP EP10844851A patent/EP2497087A2/en not_active Withdrawn
-
2016
- 2016-01-08 JP JP2016003070A patent/JP6255426B2/en active Active
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5282229A (en) * | 1991-02-15 | 1994-01-25 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Method and apparatus for measuring gap between adjoining fuel rods of fuel assembly |
US6026136A (en) * | 1994-08-16 | 2000-02-15 | Radkowsky Thorium Power Corp. | Seed-blanket reactors |
RU2173484C1 (en) * | 2000-02-14 | 2001-09-10 | Государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники" | Fast reactor using heavy liquid-metal coolant |
Non-Patent Citations (2)
Title |
---|
ISMAIL et al. Long life small CANDLE-HTGRs with thorium. Annals of Nuclear Energy, 34, 2007, pp. 120"129 * |
Феоктистов Л. П. Анализ одной концепции физически безопасного реактора. Препринт ИАЭ-4605/4, Москва. - ЦНИИатоминформ, 1988. * |
Also Published As
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
RU2557563C9 (en) | Methods and systems for displacement of fuel elements in nuclear reactor | |
RU2621968C2 (en) | Improved neutron system | |
US20100040187A1 (en) | Heat pipe nuclear fission deflagration wave reactor cooling | |
US10008294B2 (en) | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor | |
US9799416B2 (en) | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor | |
US9922733B2 (en) | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor | |
US9786392B2 (en) | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor | |
US9159459B2 (en) | Heat pipe nuclear fission deflagration wave reactor cooling |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
HZ9A | Changing address for correspondence with an applicant | ||
TH4A | Reissue of patent specification |