RU2682655C2 - Устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности - Google Patents
Устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности Download PDFInfo
- Publication number
- RU2682655C2 RU2682655C2 RU2017107522A RU2017107522A RU2682655C2 RU 2682655 C2 RU2682655 C2 RU 2682655C2 RU 2017107522 A RU2017107522 A RU 2017107522A RU 2017107522 A RU2017107522 A RU 2017107522A RU 2682655 C2 RU2682655 C2 RU 2682655C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- doppler
- nuclear
- reactivity
- increasing
- coefficient
- Prior art date
Links
- 230000001965 increasing effect Effects 0.000 title claims abstract description 57
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 claims abstract description 134
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims abstract description 60
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 54
- 238000009434 installation Methods 0.000 claims abstract description 12
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 38
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims description 35
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims description 25
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 24
- LEONUFNNVUYDNQ-UHFFFAOYSA-N vanadium atom Chemical compound [V] LEONUFNNVUYDNQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 22
- 229910052720 vanadium Inorganic materials 0.000 claims description 20
- RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N Titanium Chemical compound [Ti] RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 17
- 239000010936 titanium Substances 0.000 claims description 17
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 claims description 16
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 claims description 16
- 239000011734 sodium Substances 0.000 claims description 16
- 229910052719 titanium Inorganic materials 0.000 claims description 16
- 238000001956 neutron scattering Methods 0.000 claims description 12
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims description 11
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims description 11
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 11
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 10
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 claims description 9
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 claims description 3
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 claims description 2
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 claims 2
- 230000000712 assembly Effects 0.000 abstract description 18
- 238000000429 assembly Methods 0.000 abstract description 18
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 4
- 230000005658 nuclear physics Effects 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 17
- 230000008859 change Effects 0.000 description 14
- 229910000756 V alloy Inorganic materials 0.000 description 8
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 7
- 229910001069 Ti alloy Inorganic materials 0.000 description 6
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 6
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 5
- 230000003362 replicative effect Effects 0.000 description 4
- -1 V-20Ti Chemical compound 0.000 description 3
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 description 3
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 description 3
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 3
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 3
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 3
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 3
- 238000004004 elastic neutron scattering Methods 0.000 description 3
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 3
- 238000009377 nuclear transmutation Methods 0.000 description 3
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 3
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 3
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 3
- ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 232Th Chemical compound [232Th] ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 0.000 description 2
- 101100184272 Arabidopsis thaliana NIFS1 gene Proteins 0.000 description 2
- 102100035406 Cysteine desulfurase, mitochondrial Human genes 0.000 description 2
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 2
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 2
- 230000001186 cumulative effect Effects 0.000 description 2
- 238000004200 deflagration Methods 0.000 description 2
- 230000002708 enhancing effect Effects 0.000 description 2
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 description 2
- 230000001902 propagating effect Effects 0.000 description 2
- 239000002994 raw material Substances 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910001316 Ag alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052580 B4C Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000925 Cd alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000846 In alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910001066 Pu alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000711 U alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000001133 acceleration Effects 0.000 description 1
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 1
- INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N boron carbide Chemical compound B12B3B4C32B41 INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N cadmium atom Chemical compound [Cd] BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 150000001721 carbon Chemical class 0.000 description 1
- 229910052729 chemical element Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 1
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 1
- 230000004927 fusion Effects 0.000 description 1
- 230000020169 heat generation Effects 0.000 description 1
- APFVFJFRJDLVQX-UHFFFAOYSA-N indium atom Chemical compound [In] APFVFJFRJDLVQX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 239000012429 reaction media Substances 0.000 description 1
- 239000011819 refractory material Substances 0.000 description 1
- 239000003870 refractory metal Substances 0.000 description 1
- 229910052702 rhenium Inorganic materials 0.000 description 1
- WUAPFZMCVAUBPE-UHFFFAOYSA-N rhenium atom Chemical compound [Re] WUAPFZMCVAUBPE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 230000003595 spectral effect Effects 0.000 description 1
- 229910052715 tantalum Inorganic materials 0.000 description 1
- GUVRBAGPIYLISA-UHFFFAOYSA-N tantalum atom Chemical compound [Ta] GUVRBAGPIYLISA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- ZSLUVFAKFWKJRC-UHFFFAOYSA-N thorium Chemical compound [Th] ZSLUVFAKFWKJRC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N tungsten Chemical compound [W] WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052721 tungsten Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010937 tungsten Substances 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/02—Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к ядерному реактору деления на быстрых нейтронах. Реактор содержит активную зону, имеющую места для установки устройств. В некоторых местах для установки устройств в активной зоне ядерного реактора содержатся делящиеся и воспроизводящие тепловыделяющие сборки. Одно или несколько других мест для установки устройств в активной зоне реактора содержат устройства увеличения доплеровского коэффициента реактивности, которые усиливают отрицательность доплеровского коэффициента реактивности в пределах активной зоны ядерного реактора. В некоторых вариантах выполнения устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности может также уменьшать температурный коэффициент теплоносителя в активной зоне ядерного реактора. Техническим результатом является повышение устойчивости активной зоны ядерного реактора. 2 н. и 18 з.п. ф-лы, 1 табл., 10 ил.
Description
ПЕРЕКРЕСТНАЯ ССЫЛКА НА РОДСТВЕННЫЕ ЗАЯВКИ
Приоритет настоящего изобретения заявляется по дате подачи предварительной заявки на патент США №62/043,210, озаглавленной «Натрий-охлаждаемый реактор-самоед на быстрых нейтронах с конструкционным материалом из ванадиевого сплава» и поданной 28 августа 2014 г., специально включенной в настоящее описание с целью его полного раскрытия.
УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ
Ядерный реактор со спектром быстрых нейтронов («реакторы на быстрых нейтронах»), такой как натрий-охлаждаемый реактор на быстрых нейтронах, как правило, содержит корпус, содержащий активную зону, образующую матричную структуру из мест для установки тепловыделяющих сборок и других вспомогательных устройств реактора. Делящееся ядерное топливо подвержено столкновениям нейтронов, которые приводят к реакции деления. В реакторах-самоедах на быстрых нейтронах цепная реакция деления поддерживается «быстрыми нейтронами», которые воспроизводят делящееся ядерное топливо из сырья для воспроизводства ядерного топлива. Жидкий теплоноситель проходит через активную зону реактора, поглощая тепловую энергию ядерных реакций деления, происходящих в активной зоне. Затем теплоноситель проходит в теплообменник и в парогенератор, передавая тепловую энергию пару для вращения турбины, которая вырабатывает электроэнергию. Конструкция таких реакторов включает комбинацию материалов, конструкций и систем управления для достижения требуемых рабочих параметров, в том числе устойчивость активной зоны реактора, эффективную генерацию тепла, долговременную конструктивную целостность и т.д.
СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ
Описанная технология обеспечивает ядерный реактор на быстрых нейтронах, содержащий активную зону, имеющую матричную структуру из мест для установки устройств. Некоторые места для установки устройств в активной зоне ядерного реактора содержат делящиеся и воспроизводящие тепловыделяющие сборки. Одно или несколько других мест для установки устройств в активной зоне реактора содержит устройства увеличения доплеровского коэффициента реактивности, которые усиливают отрицательность доплеровского коэффициента реактивности в активной зоне ядерного реактора. В некоторых вариантах выполнения устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности может также уменьшать температурный коэффициент теплоносителя в активной зоне ядерного реактора. Соответственно, устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности способствует большей устойчивости активной зоны ядерного реактора.
В одном варианте выполнения устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности содержит ванадий или ванадиевый сплав, такой как V-20Ti, V-10Cr-5Ti, V-15Cr-5Ti, V-4Cr-4Ti, V-4Cr-4Ti NIFS Heats 1 & 2, V-4Cr-4Ti US Heats 832665 & 8923864, V-4Cr-4Ti Heat CEA-J57 и др. В другом варианте выполнения могут быть использованы другие материалы и сплавы, в том числе титановые сплавы. Ванадий или ванадиевый сплав (упоминаемый здесь как «vanaloys») может быть использован в качестве конструкционного материала (например, для оболочки твэлов и трубок сборок).
Это изложение сущности изобретения приведено с целью введения выбора понятий в упрощенной форме, которые дополнительно описаны ниже в подробном описании. Это изложение сущности изобретения не предназначено определять ключевые или существенные признаки заявленного изобретения, а также не предназначено ограничивать объем заявленного изобретения.
Другие варианты выполнения также описаны и приведены в настоящем документе.
КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ
Фиг. 1 изображает вид в аксонометрии в частичном разрезе иллюстративного ядерного реактора с активной зоной на быстрых нейтронах, содержащей элемент увеличения доплеровского коэффициента реактивности.
Фиг. 2 изображает график для сечения рассеяния нейтронов ванадия (V-51).
Фиг. 3 изображает график для сечения рассеяния нейтронов титана (Ti-48).
Фиг. 4 изображает график, показывающий сечение рассеяния нейтронов ванадия и натрия по сравнению с потоком нейтронов различных реакторов на быстрых нейтронах.
Фиг. 5 изображает иллюстративные коэффициенты реактивности в ядерном реакторе на быстрых нейтронах, имеющем одно или несколько устройств увеличения доплеровского коэффициента реактивности, введенных в места для установки устройств активной зоны ядерного реактора на быстрых нейтронах.
Фиг. 6 изображает пример совокупного ввода коэффициента реактивности с течением времени, на основе суммирования отдельных коэффициентов реактивности в зависимости от времени.
Фиг. 7 изображает вид в разрезе иллюстративной активной зоны ядерного реактора на быстрых нейтронах, имеющей матричную структуру из мест для установки устройств активной зоны ядерного реактора, в том числе устройств увеличения доплеровского коэффициента реактивности.
Фиг. 8А и 8В изображают вид сбоку и вид в разрезе иллюстративного устройства увеличения доплеровского коэффициента реактивности в форме трубки управления коэффициентом реактивности.
Фиг. 9А и 9В изображают вид сбоку и вид в поперечном сечении иллюстративного устройства увеличения доплеровского коэффициента реактивности в форме сборки увеличения доплеровского коэффициента реактивности.
Фиг. 10 иллюстрирует иллюстративные операции по увеличению доплеровского коэффициента реактивности в активной зоне ядерного реактора.
ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ
Ядерные реакторы на быстрых нейтронах предназначены для повышения эффективности использования ядерного топлива (например, урана) в реакциях деления. Реакторы на быстрых нейтронах могут захватывать значительно больше энергии, потенциально доступной в природном уране, чем, например, обычные легководные реакторы. Производство энергии в активной зоне реактора на быстрых нейтронах является интенсивной из-за высокой энергии нейтронов, которые используются активной зоной ядерного реактора на быстрых нейтронах. Однако высокое выгорание и энергоемкость в реакторах на быстрых нейтронах также подвергает напряжению конструкционный материал в тепловыделяющих сборках в большей степени, по сравнению с легководными реакторами.
Конкретная классификация ядерного реактора на быстрых нейтронах,
называемого реактором-самоедом на быстрых нейтронах (из которых один тип является реактором на быстрых нейтронах), представляет собой ядерный реактор, способный генерировать больше делящегося ядерного топлива, чем он потребляет. Например, баланс нейтронов достаточно высок, чтобы воспроизводить больше делящегося ядерного топлива из сырья для воспроизводства ядерного топлива, такого как уран-238 или торий-232, которое затем сгорает.«Горение» упоминается как «выгорание» или «использование топлива» и представляет собой меру того, сколько энергии извлекается из ядерного топлива. Более высокое выгорание обычно снижает количество ядерных отходов после прекращения ядерной реакции деления.
Другая конкретная классификация ядерного реактора на быстрых нейтронах основана на типе ядерного топлива, используемого в реакции ядерного деления. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с металлическим топливом использует металлическое топливо, которое имеет преимущество высокой теплопроводности и спектр более быстрых нейтронов по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах с керамическим топливом. Металлические топлива могут иметь высокую плотность делящихся атомов и, как правило, легированы, хотя в некоторых вариантах выполнения используется чистый металлический уран. В ядерном реакторе на быстрых нейтронах в качестве металлического топлива могут быть использованы младшие актиниды, произведенные захватом нейтрона ураном и плутонием. Металлическое актинидное топливо, как правило, представляет собой сплав циркония, урана, плутония и младших актинидов.
Фиг. 1 изображает вид в частичном разрезе в аксонометрии иллюстративного ядерного реактора 100 деления с активной зоной 102 на быстрых нейтронах, содержащего одно или несколько устройств увеличения доплеровского коэффициента реактивности (таких, как устройство 104 увеличения доплеровского коэффициента реактивности). Другие элементы в активной зоне 102 ядерного реактора на быстрых нейтронах включают тепловыделяющие сборки (например, тепловыделяющую сборку 106) и подвижные сборки управления реактивностью (такие как подвижные сборки 108 управления реактивностью). Конкретные конструкции иллюстративного ядерного реактора 100 деления, такие как циркуляционные контуры для теплоносителя, циркуляционные насосы, теплообменники, системы охлаждения реактора и т.д. были опущены с целью упрощения чертежа. Соответственно, следует понимать, что иллюстративный ядерный реактор 100 деления может содержать дополнительные конструкции, не показанные на Фиг. 1.
При реализации ядерного реактора 100 деления его размер может быть адаптирован к любому применению, как требуется. Например, различные реализации ядерного реактора 100 деления могут использоваться при малой мощности (от приблизительно 5 Мегаватт тепловой энергии до приблизительно 1000 Мегаватт тепловой энергии) и при большой мощности (приблизительно 1000 Мегаватт тепловой энергии и выше), как требуется.
Некоторые из конструктивных элементов активной зоны 102 ядерного реактора на быстрых нейтронах могут быть выполнены из тугоплавких металлов, таких как тантал (Та), вольфрам (W), рений (Re), или углеродных композитов, керамики или тому подобное. Эти материалы могут быть выбраны, чтобы выдерживать высокие температуры, при которых обычно работает активная зона 102 ядерного реактора на быстрых нейтронах. Конструктивные характеристики этих материалов, включая сопротивления ползучести, механическую податливость, коррозионную стойкость и т.д., также могут иметь отношение к этому выбору. Такие конструктивные элементы ограничивают матричную структуру из мест для установки устройств в активной зоне 102 ядерного реактора на быстрых нейтронах.
Активная зона 102 расположена в корпусе 110 реактора, содержащем бассейн с теплоносителем (например, жидким натрием). Например, в различных вариантах выполнения система охлаждения реактора (теперь показана) содержит бассейн с жидким натрием, расположенным в корпусе 110 реактора. В таких случаях активная зона 102 погружена в бассейн с жидким натриевым теплоносителем в корпусе 110 реактора. Корпус 110 реактора окружен защитной оболочкой 116, которая помогает предотвратить потерю жидкого натриевого теплоносителя в маловероятном случае утечки из корпуса 110 реактора. В альтернативных вариантах выполнения теплоноситель может протекать по контурам для теплоносителя по всему ядерному реактору 100.
Активная зона 102 содержит матричную структуру из мест для установки различных устройств активной зоны реактора, таких как тепловыделяющие сборки, сборки управления реактивностью и устройства увеличения доплеровского коэффициента реактивности, в центральную зону активной зоны 112. Система для манипуляции в корпусе реактора (не показана) расположена в верхней части корпуса 110 реактора, приблизительно в месте 114 для установки, и выполнена с возможностью перестановки отдельных устройств активной зоны реактора в и/или из мест для установки устройств в активной зоне 102 ядерного реактора на быстрых нейтронах. Некоторые устройства активной зоны реактора могут быть выполнены с возможностью извлечения из активной зоны 102 ядерного реактора на быстрых нейтронах, тогда как другие устройства активной зоны реактора могут быть выполнены без возможности извлечения из активной зоны 102.
Активная зона 102 может содержать запальную зону и зону дефлаграционной распространяющейся волны выгорания ядерного деления большего размера. Запальная зона ядерного деления обеспечивает тепловые нейтроны для реакции деления делящегося ядерного топлива. Область дефлаграционной распространяющейся волны выгорания ядерного деления большего размера может содержать ториевое (Th) или урановое топливо (U) и работать на общих принципах воспроизводства делящихся материалов со спектром быстрых нейтронов.
В одном варианте выполнения ядерное топливо в тепловыделяющей сборке может содержаться в делящихся тепловыделяющих сборках или в воспроизводящих тепловыделяющих сборках. Разница между делящимися тепловыделяющими сборками и воспроизводящими тепловыделяющими сборками заключается в фактическом уровне обогащения ядерного топлива, который может меняться с течением времени в активной зоне 102 ядерного реактора на быстрых нейтронах. С тоски зрения конструкции делящиеся тепловыделяющие сборки или воспроизводящие тепловыделяющие сборки в некоторых вариантах выполнения могут быть идентичны. Тепловыделяющая сборка 106 в активной зоне 102 может содержать твердую шестигранную трубку, окружающую множество твэлов, таких как стержневые твэлы, которые расположены в тепловыделяющей сборке 106. В некоторых вариантах выполнения также могут быть использованы не-шестиугольные трубки. Трубки в тепловыделяющей сборке 106 обеспечивают теплоносителю возможность протекать мимо стержневых твэлов через интерстициальные зазоры между смежными стенками трубки. Каждая трубка также обеспечивает возможность отдельного дросселирования каждой сборки, обеспечивает конструктивную поддержку пучку твэлов и передает нагрузки при обслуживании от технологического гнезда к входному патрубку. Стержневые твэлы, как правило, состоят из нескольких стержней ядерного топлива (такого как уран, плутоний или торий), окруженных облицовкой и оболочкой (а иногда и дополнительным барьером), что предотвращает попадание радиационного материала в поток теплоносителя. Отдельные стержни тепловыделяющей сборки 106 в активной зоне 102 ядерного реактора могут содержать делящееся ядерное топливо или воспроизводящее ядерное топливо, в зависимости от исходного материала ядерного топлива стержня, введенного в стержень, и состояния воспроизводства внутри стержня.
Подвижная сборка 108 управления реактивностью может быть введена в центральную зону активной зоны 112 и/или удалена из нее с помощью системы для манипуляции в корпусе реактора, чтобы обеспечить управление процессом деления в режиме реального времени, балансируя между необходимостью поддержания цепной реакции деления в активном режиме и одновременным предотвращением неконтролируемого ускорения цепной реакции деления. Состояние цепной реакции деления описывается эффективным коэффициентом размножения, к, который указывает на общее число событий деления в последовательных циклах цепной реакции. Когда реактор находится в стационарном состоянии (т.е. каждое отдельное событие деления вызывает ровно одно последующее событие деления), k равен 1. Если k>1, то реактор находится в сверхкритическом состоянии и реакция будет ускоряться. Если k<1, то реактор работает в докритическом режиме и скорость деления будет уменьшаться. Условия в центральной зоне активной зоны 112 с течением времени изменяются. Следовательно, подвижные сборки управления реактивностью могут быть использованы для регулирования коэффициента размножения цепной реакции деления по мере изменения условий.
Подвижная сборка 108 управления реактивностью представляет собой высокоэффективную механическую конструкцию для поглощения нейтронов, которая может быть активно введена в центральную зону активной зоны 112 или удалена из нее во время осуществления процесса деления. Подвижная сборка управления реактивностью содержит химические элементы с достаточно высоким сечением захвата нейтронов для поглощения нейтронов в диапазоне энергий реакции деления ядер, определяемому по измерению их сечений поглощения. Таким образом, подвижная сборка 108 управления реактивностью влияет на число нейтронов, способных вызывать реакцию деления в активной зоне 102 ядерного реактора на быстрых нейтронах, управляя, тем самым, скоростью деления делящегося ядерного топлива в активной зоне 102. Примеры материалов, используемых в подвижных сборках управления реактивностью ядерного реактора 100 на быстрых нейтронах включают, без ограничения, карбид бора, сплав серебра, индия и кадмия, или гидрид гафния. Управляя частью подвижной сборки 108 управления реактивностью (а также числом подвижных сборок управления реактивностью), которая взаимодействуют с реакцией деления в центральной зоне активной зоны 112, коэффициент размножения может быть настроен для поддержания критичности реактора. Соответственно, подвижная сборка 108 управления реактивностью представляет собой регулируемый параметр для управления реакцией ядерного деления.
Устройство 104 увеличения доплеровского коэффициента реактивности содержит один или несколько материалов, способных изменять доплеровский коэффициент реактивности в реакции ядерного деления активной зоны 102 ядерного реактора на быстрых нейтронах. Например, устройство 104 увеличения доплеровского коэффициента реактивности может увеличивать отрицательность доплеровского коэффициента реактивности в активной зоне 102 ядерного реактора на быстрых нейтронах. В некоторых вариантах выполнения устройство 104 увеличения доплеровского коэффициента реактивности может также уменьшать температурный коэффициент теплоносителя в активной зоне 102. Доплеровский коэффициент реактивности можно считать температурным коэффициентом реактивности топлива, представляющим собой изменение реактивности на градус изменения температуры ядерного топлива. Доплеровский коэффициент реактивности возникает или вызывается эффектом уширения Доплера, который относится к уширению спектральных линий, вызванному распределением относительных скоростей нейтронов и нуклидов топлива в активной зоне 102 ядерного реактора на быстрых нейтронах. При изменении спектра ядерного реактора 100 деления доплеровский коэффициент реактивности изменяется. Более быстрые нейтроны рассеиваются в сторону меньших энергий на уровни, где может иметь место эффект уширения Доплера. Почти все доплеровское уширение происходит ниже 10 кэВ. Например, резонансный захват для металлического топлива на основе урана-238 в диапазоне энергий 0,8-3 кэВ демонстрирует существенное доплеровское уширение, по мере того как температура реакционной среды повышается. Соответственно, увеличение потока нейтронов внутри энергетического диапазона доплеровского уширения усиливает трансмутацию воспроизводящего ядерного топлива в делящееся ядерное топливо.
В одном варианте выполнения ядерный реактор 100 деления представляет собой ядерный реактор со спектром быстрых нейтронов, имеющим среднюю энергию нейтронов, большую или равную 0,1 МэВ.
В одном варианте выполнения один или несколько материалов в устройстве 104 увеличения доплеровского коэффициента реактивности вносит большой положительный вклад путем увеличения упругого рассеяния нейтронов с энергиями в диапазоне энергий доплеровского уширения воспроизводящего ядерного топлива активной зоны 102 ядерного реактора на быстрых нейтронах. Таким образом, нейтроны, имеющие энергию в диапазоне энергий первичного доплеровского уширения ядерного топлива, упруго рассеиваются в центральной зоне 112 активной зоны, увеличивая вероятность столкновений нейтронов с нуклидами воспроизводящего топлива и приводя к усилению реакций трансмутации для воспроизводства делящегося ядерного топлива. Таким образом, для металлического топлива на основе урана-238, чем больше число нейтронов, рассеянных в диапазоне энергий 0,8-3 кэВ, тем больший вклад доплеровского уширения в вероятность реакции трансмутации или воспроизводства.
Ванадий является примером элемента, который характеризуется сечением рассеяния нейтронов, перекрывающимся с диапазоном энергий доплеровского уширения топлив на основе урана-238. Несколько ванадиевых сплавов ("vanaloys") также характеризуются сечением рассеяния нейтронов, перекрывающимся с диапазоном энергий доплеровского уширения топлив на основе урана-238, в том числе, без ограничения, V-20Ti, V-10Cr-5Ti, V-15Cr-5Ti, V-4Cr-4Ti, V-4Cr-4Ti NIFS Heats 1 & 2, V-4Cr-4Ti US Heats 832665 & 8923864, V-4Cr-4Ti Heat CEA-J57. Было обнаружено, что титан и титановые сплавы обеспечивают такой же, хотя и менее заметный эффект. Сплавы, имеющие по меньшей мере 10% ванадия или титана по массе, могут обеспечивать существенное усиление доплеровского коэффициента реактивности за счет увеличения отрицательной обратной связи доплеровского коэффициента реактивности, хотя сплавы с 30% или более ванадия или титана обычно дают лучшие результаты, как и сплавы на основе ванадия или титана, имеющие 50% или более ванадия или титана по массе.
Как показано на диаграмме 200 на Фиг. 2, ванадий характеризуется сечением 202 рассеяния нейтронов, имеющим три больших резонанса (в 204) и хвост 206 около или ниже 10 кэВ. Область 208 показывает область первичного доплеровского уширения топлив на основе урана-238. Обратите внимание на перекрытие по меньшей мере одного резонанса и связанного с ним хвоста 206 с областью 208 первичного доплеровского уширения. Титан и титановые сплавы являются еще одним примером материалов, которые могут улучшить рассеяние нейтронов в пределах энергетического диапазона доплеровского уширения на основе урана-238. Как показано на диаграмме 300 на Фиг. 3, титан характеризуется сечением 302 рассеяния нейтронов, имеющим большой резонанс 304 около чуть выше 10 кэВ и большой хвост 306 ниже 10 кэВ. Область 308 показывает область первичного доплеровского уширения топлив на основе урана-238. Обратите внимание на перекрывающий хвост 306 с областью 308 первичного доплеровского уширения. Соответственно, ванадий, титан и некоторые из их сплавов являются примерами материалов для использования в устройстве увеличения доплеровского коэффициента реактивности.
Фиг. 4 иллюстрирует диаграмму 400, содержащую сечения рассеяния нейтронов ванадия (402) и натрия (404) в сравнении с потоками нейтронов различных реакторов на быстрых нейтронах. Поток нейтронов реактора на быстрых нейтронах с использованием нержавеющей стали НТ9 изображен данными 406 FAST REACTOR-S, а поток нейтронов реактора на быстрых нейтронах, в котором часть или вся нержавеющая сталь НТ9 активной зоны реактора FAST REACTOR-S заменена ванадием или ванадиевым сплавом, изображен данными 406 FAST REACTOR-V. Поток нейтронов относится к общей длине, пройденной всеми нейтронами в единицу времени и в единице объема или, что почти то же самое, числу нейтронов, которые прошли через единицу площади в единицу времени. В любом случае, больший поток нейтронов дает большую вероятность столкновения нейтрона с атомом ядерного топлива.
Четыре основных коэффициента реактивности в ядерном реакторе на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением перечислены в хронологическом порядке: доплеровский, осевой, натриевый и радиальный. Коэффициенты реактивности представляют в параметрическом виде изменение реактивности на градус изменения температуры ядерного топлива, в результате вклада различных факторов. Как было описано выше, доплеровский коэффициент реактивности представляет в параметрическом виде изменение реактивности на градус изменения температуры ядерного топлива в результате доплеровского уширения. Осевой коэффициент реактивности представляет в параметрическом виде изменение реактивности на градус изменения температуры оболочек ядерных твэлов, что приводит к осевому расширению активной зоны топлива. Натриевый коэффициент реактивности представляет в параметрическом виде изменение реактивности на градус изменения температуры теплоносителя, что вызывает расширение/образование пустот. (Коэффициент реактивности теплоносителя представляет собой более общий вариант натриевого коэффициента реактивности.) Радиальный коэффициент реактивности представляет в параметрическом виде изменение реактивности на градус изменения температуры трубки тепловыделяющей сборки, что приводит к радиальному расширению активной зоны топлива. Отрицательный результирующий/суммарный коэффициент реактивности обеспечивает отрицательную обратную связь для реактивности, по мере того как температура ядерного топлива увеличивается, способствуя, тем самым, устойчивости ядерного реактора деления, поскольку, когда температура топлива увеличивается, реактивность снижается, что способствует саморегулируемости реакции ядерного деления.
Фиг. 5 изображает иллюстративные коэффициенты 500 реактивности в ядерном реакторе на быстрых нейтронах, имеющем одно или несколько устройств увеличения доплеровского коэффициента реактивности, введенных в места для установки устройств активной зоны ядерного реактора на быстрых нейтронах. Коэффициенты реактивности приведены в хронологическом порядке слева направо. Доплеровский коэффициент реактивности в активной зоне ядерного реактора на быстрых нейтронах, имеющей одно или несколько устройств увеличения доплеровского коэффициента реактивности, увеличен по сравнению с активной зоной ядерного реактора на быстрых нейтронах без устройств увеличения доплеровского коэффициента реактивности. Кроме того, натриевый коэффициент реактивности в активной зоне ядерного реактора на быстрых нейтронах, имеющей одно или несколько устройств увеличения доплеровского коэффициента реактивности, уменьшен по сравнению с активной зоной ядерного реактора на быстрых нейтронах без устройств увеличения доплеровского коэффициента реактивности. Тем не менее, как было описано выше, каждый коэффициент реактивности способствует реакции в хронологическом порядке. Таким образом, суммарный «ввод» коэффициента реактивности в каждый момент времени показано на Фиг. 6.
В Таблице 1 приведены иллюстративные данные, показывающие изменения в четырех основных коэффициентах реактивности в натрий-охлаждаемом ядерном реакторе на быстрых нейтронах между реакторами FAST REACTOR-S и FAST REACTOR-V.
Фиг. 6 изображает иллюстративный совокупный ввод 600 коэффициента реактивности («результирующий ввод реактивности») с течением времени, на основе суммирования отдельных коэффициентов реактивности в зависимости от времени. Поскольку в активной зоне ядерного реактора на быстрых нейтронах, имеющей одно или несколько устройств увеличения доплеровского коэффициента реактивности, комбинация доплеровского коэффициента реактивности увеличивается, а натриевого коэффициента реактивности уменьшается, то результирующий ввод реактивности остается отрицательным в каждый момент времени, обеспечивая отрицательную обратную связь реактивности по мере повышения температуры топлива и способствует повышенной устойчивости реакции деления.
На Фиг. 7 изображен вид 700 в разрезе иллюстративной активной зоны 702 ядерного реактора на быстрых нейтронах, имеющей матричную структуру из мест для установки (например, мест 704 для установки) устройств активной зоны ядерного реактора, в том числе устройств увеличения доплеровского коэффициента реактивности. Следует понимать, что активная зона ядерного реактора на быстрых нейтронах, как правило, имеет больше мест для установки устройств и самих устройств, чем показано в иллюстративной активной зоне, изображенной на Фиг. 7, причем уменьшенное количество мест для установки устройств и самих устройств показано для облегчения описания и иллюстрации. Каждое устройство введено в конструктивно-ограниченное место, предназначенное для устройства в массиве. Отражательные устройства, такие как сменное устройство для отражения излучения в месте 704 для установки, а также основной материал 714 для отражения излучения расположены на границе центральной зоны активной зоны реактора для отражения нейтронов обратно в центральную зону активной зоны реактора.
Фиг. 8А и 8В иллюстрируют вид сбоку и вид в разрезе иллюстративного устройства 800 увеличения доплеровского коэффициента реактивности, выполненного в виде трубки управления реактивностью. В одном варианте выполнения наружная конструктивная стенка 804 трубки управления реактивностью, в качестве формы устройства 800 увеличения доплеровского коэффициента реактивности, сформирована из материала, увеличивающего доплеровский коэффициент реактивности, имеющего резонансный пик сечения рассеяния нейтронов вблизи 10 кэВ и, следовательно, способствует усилению упругого рассеяния нейтронов в диапазоне энергий доплеровского уширения ядерного топлива (например, воспроизводящего ядерного топлива уран-238). Иллюстративные материалы, увеличивающие доплеровский коэффициент реактивности, включают, без ограничения, ванадий, сплавы ванадия, титан и сплавы титана. Наружная конструктивная стенка 804 формирует канал, обеспечивающий возможность протекания теплоносителя, такого как жидкий натрий. Устройство 800 увеличения доплеровского коэффициента реактивности может быть перемещено в и из (например, введено в или удалено из) мест для установки устройств активной зоны ядерного реактора, хотя устройство 800 увеличения доплеровского коэффициента реактивности также может быть закреплено в активной зоне ядерного реактора.
Фиг. 9А и 9В иллюстрируют вид сбоку и вид в разрезе иллюстративного устройства 900 увеличения доплеровского коэффициента реактивности, выполненного в виде сборки увеличения доплеровского коэффициента реактивности. В одном варианте выполнения наружная конструктивная стенка 904 трубки управления реактивностью, в качестве формы устройства 900 увеличения доплеровского коэффициента реактивности, выполнена из нержавеющей стали (например, НТ9) и охватывает сердцевину 906 материала для увеличения доплеровского коэффициента реактивности, имеющего резонансный пик сечения рассеяния нейтронов вблизи 10 кэВ и, следовательно, способствует усилению упругого рассеяния нейтронов в диапазоне энергий доплеровского уширения ядерного топлива (например, воспроизводящего ядерного топлива уран-238). Иллюстративные материалы, усиливающие доплеровский коэффициент реактивности, включают, без ограничения, ванадий, сплавы ванадия, титан и сплавы титана. В одном варианте выполнения сердцевина 906 содержит один или несколько каналов (например, канал 908), который обеспечивает возможность протекания жидкого теплоносителя, такого как жидкий натрий. Устройство 900 увеличения доплеровского коэффициента реактивности может быть перемещено в и из (например, введено в или удалено из) мест для установки устройств активной зоны ядерного реактора, хотя устройство 900 также может быть закреплено в активной зоне ядерного реактора.
Фиг. 10 иллюстрирует иллюстративные этапы 1000 по увеличению доплеровского коэффициента реактивности в активной зоне реактора. На этапе 1002 формирования формируют активную зону ядерного реактора деления, имеющую матричную структуру из определенных мест для установки устройств, такие как места для установки отдельных устройств, сформированные из огнеупорных материалов. В одном варианте выполнения активная зона ядерного реактора деления находится в системе ядерного реактора-самоеда деления на быстрых нейтронах с жидким металлическим топливом и с натриевым охлаждением. На другом этапе 1004 формирования формируют устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности, которое содержит материал, усиливающий доплеровский коэффициент реактивности, в качестве конструктивного элемента устройства, хотя устройства увеличения доплеровского коэффициента реактивности могут дополнительно или альтернативно содержать материал, усиливающий доплеровский коэффициент реактивности, в качестве не-конструкционного материала.
На этапе 1006 введения вводят устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности в место для установки устройств в активной зоне ядерного реактора деления. На этапе 1008 эксплуатации запускают реактор на быстрых нейтронах, чтобы вызвать упругое рассеяние нейтронов из устройства увеличения доплеровского коэффициента реактивности в диапазоне уширения воспроизводящего ядерного топлива активной зоны ядерного реактора деления на быстрых нейтронах. На этапе удаления 1010 удаляют устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности из места для установки устройств в активной зоне ядерного реактора (например, для технического обслуживания). Соответственно, в некоторых вариантах выполнения устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности может быть выполнено с возможностью перемещения, тогда как в других вариантах выполнения устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности может быть закреплено в активной зоне реактора.
Приведенные выше описание, примеры и данные обеспечивают полное описание конструкции и использования иллюстративных вариантов выполнения изобретения. Так как многие варианты выполнения изобретения могут быть реализованы без отступления от его сущности и объема, изобретение приведено в прилагаемой формуле изобретения. Кроме того, конструктивные особенности различных вариантов выполнения могут быть объединены в еще одном варианте выполнения без отступления от приведенной формулы изобретения.
Claims (32)
1. Ядерный реактор деления на быстрых нейтронах, содержащий:
активную зону, содержащую матричную структуру, имеющую места для установки устройств,
тепловыделяющую сборку, введенную в первое место для установки устройств активной зоны ядерного реактора и содержащую ядерное топливо, характеризующееся доплеровским уширением, ограниченным определенным диапазоном энергий, и
устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности, введенное во второе место для установки устройств активной зоны ядерного реактора и сформированное, по меньшей мере частично, из рассеивающего материала, характеризующегося сечением рассеяния нейтронов, имеющим по меньшей мере один резонанс в пределах указанного определенного диапазона энергий, причем указанный рассеивающий материал выполнен из сплава, имеющего по меньшей мере 10% ванадия или титана по массе,
причем устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности содержит наружную конструктивную стенку, и причем
либо наружная конструктивная стенка представляет собой наружную конструктивную стенку управляющей трубки, образованной, по меньшей мере частично, из рассеивающего материала и выполненной с обеспечением возможности протекания через нее теплоносителя,
либо наружная конструктивная стенка охватывает сердцевину из рассеивающего материала, содержащую один или несколько каналов, выполненных с обеспечением возможности протекания теплоносителя через устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности.
2. Ядерный реактор деления по п. 1, в котором рассеивающий материал включает ванадий или сплав на основе ванадия.
3. Ядерный реактор деления по п. 1, в котором рассеивающий материал включает титан или сплав на основе титана.
4. Ядерный реактор деления по п. 1, в котором указанный определенный диапазон энергий определен как диапазон энергий от 1 до 30 кэВ включительно.
5. Ядерный реактор деления по п. 1, в котором активная зона ядерного реактора погружена в бассейн из жидкого натриевого теплоносителя.
6. Ядерный реактор деления по п. 1, выполненный с возможностью работы при средней энергии нейтронов, большей или равной 0,1 МэВ.
7. Ядерный реактор деления по п. 1, в котором результирующий профиль ввода реактивности, на основании хронологической последовательности доплеровского коэффициента реактивности, осевого коэффициента реактивности, коэффициента реактивности теплоносителя и радиального коэффициента реактивности, остается отрицательным во время реакции деления в ядерном реакторе деления на быстрых нейтронах.
8. Ядерный реактор деления по п. 1, в котором устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности формирует сборку управления реактивностью.
9. Ядерный реактор деления по п. 1, в котором устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности содержит оболочку, имеющую конструктивную форму рассеивающего материала.
10. Ядерный реактор деления по п. 1, в котором устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности содержит проводную обертку, имеющую конструктивную форму рассеивающего материала.
11. Ядерный реактор деления по п. 1, в котором устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности содержит стержневые твэлы и одну или более дистанционирующих решеток, разделяющих стержневые твэлы, причем указанная одна или более дистанционирующих решеток имеет конструктивную форму рассеивающего материала.
12. Ядерный реактор деления по п. 1, в котором устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности содержит стержневые твэлы, причем один или более стержневых твэлов заключены в оболочку, имеющую конструктивную форму рассеивающего материала.
13. Ядерный реактор деления по п. 1, в котором устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности содержит стержневые твэлы, причем один или более стержневых твэлов заключены в барьер, имеющий конструктивную форму рассеивающего материала.
14. Способ эксплуатации ядерного реактора деления, включающий:
формирование активной зоны ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащей матричную структуру, имеющую места для установки устройств,
введение в первое место для установки устройств указанной активной зоны тепловыделяющей сборки, содержащей ядерное топливо, характеризующееся доплеровским уширением, ограниченным определенным диапазоном энергий, и
введение во второе место для установки устройств указанной активной зоны устройства увеличения доплеровского коэффициента реактивности, которое сформировано, по меньшей мере частично, из рассеивающего материала, выполненного из сплава, имеющего по меньшей мере 10% ванадия или титана по массе,
причем устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности содержит наружную конструктивную стенку, и причем
либо наружная конструктивная стенка представляет собой наружную конструктивную стенку управляющей трубки, образованной, по меньшей мере частично, из рассеивающего материала и выполненной с обеспечением возможности протекания через нее теплоносителя, при этом в способе через управляющую трубку также пропускают поток теплоносителя,
либо наружная конструктивная стенка охватывает сердцевину из рассеивающего материала, содержащую один или несколько каналов, выполненных с обеспечением возможности протекания теплоносителя через устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности, при этом в способе через один или несколько каналов устройства увеличения доплеровского коэффициента реактивности также пропускают жидкий теплоноситель.
15. Способ по п. 14, в котором рассеивающий материал включает ванадий или сплав на основе ванадия.
16. Способ по п. 14, в котором рассеивающий материал включает титан или сплав на основе титана.
17. Способ по п. 14, в котором указанный определенный диапазон энергий определен как диапазон энергий от 1 до 30 кэВ включительно.
18. Способ по п. 14, в котором погружают активную зону ядерного реактора на быстрых нейтронах в бассейн из жидкого натриевого теплоносителя.
19. Способ по п. 14, в котором также эксплуатируют ядерный реактор деления со средней энергией нейтронов, большей или равной 0,1 МэВ.
20. Способ по п. 14, в котором результирующий профиль ввода реактивности, на основании хронологической последовательности доплеровского коэффициента реактивности, осевого коэффициента реактивности, коэффициента реактивности теплоносителя и радиального коэффициента реактивности, остается отрицательным во время реакции деления в ядерном реакторе деления на быстрых нейтронах.
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US201462043210P | 2014-08-28 | 2014-08-28 | |
| US62/043,210 | 2014-08-28 | ||
| PCT/US2015/047580 WO2016033550A1 (en) | 2014-08-28 | 2015-08-28 | Doppler reactivity augmentation device |
Publications (3)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2017107522A3 RU2017107522A3 (ru) | 2018-10-03 |
| RU2017107522A RU2017107522A (ru) | 2018-10-03 |
| RU2682655C2 true RU2682655C2 (ru) | 2019-03-20 |
Family
ID=54200050
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2017107522A RU2682655C2 (ru) | 2014-08-28 | 2015-08-28 | Устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности |
Country Status (9)
| Country | Link |
|---|---|
| US (2) | US11031142B2 (ru) |
| EP (1) | EP3186811B1 (ru) |
| JP (1) | JP6682505B2 (ru) |
| KR (2) | KR102458389B1 (ru) |
| CN (1) | CN106537512B (ru) |
| CA (1) | CA2955978C (ru) |
| MX (1) | MX2017002377A (ru) |
| RU (1) | RU2682655C2 (ru) |
| WO (1) | WO2016033550A1 (ru) |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR102458389B1 (ko) | 2014-08-28 | 2022-10-24 | 테라파워, 엘엘씨 | 도플러 반응도 증대 장치 |
| CN110073443A (zh) * | 2016-12-22 | 2019-07-30 | 泰拉能源公司 | 在核裂变反应堆中的被动反应性控制 |
| WO2018147893A1 (en) * | 2017-02-13 | 2018-08-16 | Terrapower, Llc | Steel-vanadium alloy cladding for fuel element |
| CN113466922B (zh) * | 2020-03-31 | 2024-03-08 | 刘畅源 | 一种核截面多普勒展宽方法和装置 |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2265899C2 (ru) * | 2000-06-21 | 2005-12-10 | Коммиссариат А Л`Энержи Атомик | Топливный элемент и ядерный реактор с газовым охлаждением, содержащий такие топливные элементы |
| US20080144762A1 (en) * | 2005-03-04 | 2008-06-19 | Holden Charles S | Non Proliferating Thorium Nuclear Fuel Inert Metal Matrix Alloys for Fast Spectrum and Thermal Spectrum Thorium Converter Reactors |
| RU2331941C2 (ru) * | 2006-10-09 | 2008-08-20 | Российская Федерация в лице Федерального агентства по атомной энергии | Оболочка тепловыделяющего элемента реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем |
| US20100254501A1 (en) * | 2009-04-06 | 2010-10-07 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein |
Family Cites Families (18)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3226998A (en) | 1961-11-24 | 1966-01-04 | John N Coats | Auxiliary control device |
| US3660230A (en) * | 1968-11-26 | 1972-05-02 | Gen Electric | Nuclear reactor control system |
| FR2168199B1 (ru) * | 1972-01-20 | 1974-09-13 | Creusot Loire | |
| JPH07294676A (ja) * | 1994-04-27 | 1995-11-10 | Toshiba Corp | 燃料集合体および原子炉の炉心 |
| 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 |
| JP4901631B2 (ja) * | 2007-07-30 | 2012-03-21 | 原子燃料工業株式会社 | ドップラー反応度係数の測定方法 |
| KR100915602B1 (ko) | 2007-08-17 | 2009-09-07 | 한국원자력연구원 | 피복관 내면에 산화물 피막층이 형성된 고속로용 핵연료봉 및 그 제조 방법 |
| US20100040187A1 (en) * | 2008-08-12 | 2010-02-18 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Heat pipe nuclear fission deflagration wave reactor cooling |
| KR101054642B1 (ko) | 2008-11-06 | 2011-08-08 | 한국원자력연구원 | 고 강도 페라이트/마르텐사이트 강의 제조방법 |
| US9281083B2 (en) | 2009-04-06 | 2016-03-08 | Terrapower, Llc | Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein |
| FR2951312B1 (fr) * | 2009-10-08 | 2011-12-09 | Commissariat Energie Atomique | Corps d'assemblage de combustible nucleaire et un assemblage de combustible nucleaire comportant un tel corps |
| US9287012B2 (en) * | 2010-07-25 | 2016-03-15 | Global Nuclear Fuel—Americas, LLC | Optimized fuel assembly channels and methods of creating the same |
| FR2976831B1 (fr) * | 2011-06-23 | 2013-07-26 | Commissariat Energie Atomique | Poudre d'un alliage a base d'uranium et de molybdene en phase gamma-metastable, composition de poudres comprenant cette poudre, et utilisations desdites poudre et composition |
| US9362010B2 (en) * | 2011-12-06 | 2016-06-07 | Terrapower, Llc | Passive reactivity control apparatus |
| KR101218774B1 (ko) | 2011-12-23 | 2013-01-09 | 한국원자력연구원 | 고속로용 핵연료봉 |
| US20140185733A1 (en) | 2012-12-28 | 2014-07-03 | Gary Povirk | Nuclear fuel element |
| CN103871485B (zh) * | 2014-02-24 | 2016-06-22 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种基于加速器驱动次临界清洁核能系统的深度负反馈嬗变反应堆堆芯 |
| KR102458389B1 (ko) | 2014-08-28 | 2022-10-24 | 테라파워, 엘엘씨 | 도플러 반응도 증대 장치 |
-
2015
- 2015-08-28 KR KR1020177003361A patent/KR102458389B1/ko active IP Right Grant
- 2015-08-28 RU RU2017107522A patent/RU2682655C2/ru active
- 2015-08-28 EP EP15771314.0A patent/EP3186811B1/en active Active
- 2015-08-28 CA CA2955978A patent/CA2955978C/en active Active
- 2015-08-28 US US14/839,418 patent/US11031142B2/en active Active
- 2015-08-28 MX MX2017002377A patent/MX2017002377A/es unknown
- 2015-08-28 JP JP2017511291A patent/JP6682505B2/ja active Active
- 2015-08-28 KR KR1020227036155A patent/KR102605338B1/ko active IP Right Grant
- 2015-08-28 CN CN201580038051.6A patent/CN106537512B/zh not_active Expired - Fee Related
- 2015-08-28 WO PCT/US2015/047580 patent/WO2016033550A1/en active Application Filing
-
2021
- 2021-01-15 US US17/151,012 patent/US12046380B2/en active Active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2265899C2 (ru) * | 2000-06-21 | 2005-12-10 | Коммиссариат А Л`Энержи Атомик | Топливный элемент и ядерный реактор с газовым охлаждением, содержащий такие топливные элементы |
| US20080144762A1 (en) * | 2005-03-04 | 2008-06-19 | Holden Charles S | Non Proliferating Thorium Nuclear Fuel Inert Metal Matrix Alloys for Fast Spectrum and Thermal Spectrum Thorium Converter Reactors |
| RU2331941C2 (ru) * | 2006-10-09 | 2008-08-20 | Российская Федерация в лице Федерального агентства по атомной энергии | Оболочка тепловыделяющего элемента реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем |
| US20100254501A1 (en) * | 2009-04-06 | 2010-10-07 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN106537512A (zh) | 2017-03-22 |
| KR20170045203A (ko) | 2017-04-26 |
| RU2017107522A3 (ru) | 2018-10-03 |
| US20210313080A1 (en) | 2021-10-07 |
| EP3186811A1 (en) | 2017-07-05 |
| CN106537512B (zh) | 2018-04-13 |
| JP6682505B2 (ja) | 2020-04-15 |
| KR102458389B1 (ko) | 2022-10-24 |
| MX2017002377A (es) | 2017-09-15 |
| CA2955978A1 (en) | 2016-03-03 |
| EP3186811B1 (en) | 2018-12-26 |
| CA2955978C (en) | 2021-10-19 |
| WO2016033550A1 (en) | 2016-03-03 |
| KR20220145926A (ko) | 2022-10-31 |
| US11031142B2 (en) | 2021-06-08 |
| JP2017525969A (ja) | 2017-09-07 |
| US20160064105A1 (en) | 2016-03-03 |
| KR102605338B1 (ko) | 2023-11-22 |
| RU2017107522A (ru) | 2018-10-03 |
| US12046380B2 (en) | 2024-07-23 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Betzler et al. | Transformational Challenge Reactor preconceptual core design studies | |
| Choi et al. | PASCAR: Long burning small modular reactor based on natural circulation | |
| KR20140091691A (ko) | 반응로 및 관련 방법 및 장치 | |
| US12046380B2 (en) | Doppler reactivity augmentation device | |
| JP2011530713A (ja) | 熱パイプを利用する核分裂爆燃波型の原子炉の冷却 | |
| Van Rooijen | Gas‐Cooled Fast Reactor: A Historical Overview and Future Outlook | |
| Qvist et al. | Design and performance of 2D and 3D-shuffled breed-and-burn cores | |
| Wojtaszek et al. | Physics evaluation of alternative uranium-based oxy-carbide annular fuel concepts for potential use in compact high-temperature gas-cooled reactors | |
| Wu et al. | The low-enriched uranium core design of a MW heat pipe cooled reactor | |
| Rineiski et al. | ESFR-SMART core safety measures and their preliminary assessment | |
| Kile et al. | Transformational challenge reactor analysis to inform preconceptual core design decisions: Sensitivity study of transient analysis in a hydride-moderated microreactor | |
| Merk et al. | Neutron shielding studies on an advanced molten salt fast reactor design | |
| Lindley et al. | On the use of reduced-moderation LWRs for transuranic isotope burning in thorium fuel—II: core analysis | |
| JP5717091B2 (ja) | 原子炉を備える設備 | |
| Hussein | Small modular reactors: Learning from the past | |
| Sobolev et al. | Modelling the behaviour of oxide fuels containing minor actinides with urania, thoria and zirconia matrices in an accelerator-driven system | |
| Liu et al. | Breeding properties study on high-power thorium molten salt reactor | |
| Salaun et al. | Optimization of the Canadian SCWR Core Using Coupled Three-Dimensional Reactor Physics and Thermal-Hydraulics Calculations | |
| Cammi et al. | The multi-physics modelling approach oriented to safety analysis of innovative nuclear reactors | |
| Wysocki et al. | Analysis of Postulated Accident Scenarios for the Transformational Challenge Reactor | |
| Jung | IDENTIFICATION OF KEY SAFETY DESIGN PARAMETERS IN THE FMR DESIGN USING MELCOR | |
| Hummel et al. | Analysis of Shutdown System Effectiveness in the Canadian Super Critical Water Reactor Using Coupled Thermal Hydraulics and Three-Dimensional Neutron Kinetics | |
| Yan et al. | Physics Assessment of the Impact of Modified End Pellets on Axial Power Peaking for Advanced/Nonconventional Uranium-Based Fuels in Pressure Tube Heavy Water Reactors | |
| Greenspan | A Pebble-Bed Breed-and-Burn Reactor | |
| Batta et al. | Numerical study of the water experiment for XT-ADS windowless spallation target |