RU2760231C1

RU2760231C1 - Универсальный инвертированный реактор и способ для проектирования и изготовления универсального инвертированного реактора

Info

Publication number: RU2760231C1
Application number: RU2020142062A
Authority: RU
Inventors: II Уилльям И. РАССЕЛЛ; Джошуа Дж. БЕРГМАН; Джонатан У. СЕРТЕЙН; Крейг Д. ГРЭМЛИЧ; Джеймс Б. ИНМЭН; Мэттью П. ЛЕВАССЕР; Джозеф К. МИЛЛЕР; Райан З. ЗИГЛЕР
Original assignee: БВКсТ НЬЮКЛИАР ЭНЕРДЖИ, ИНК.
Priority date: 2018-06-21
Filing date: 2019-06-20
Publication date: 2021-11-23
Also published as: WO2020005712A9; JP7250190B2; JP7117402B2; JP2021527831A; US11437156B2; RU2021127618A; CA3215409A1; US11636957B2; WO2020005712A3; US20220068512A1; WO2020005712A2; KR20210021978A; JP2022091945A; CA3099807A1; US20200027585A1

Abstract

Изобретение относится к ядерному реактору деления. Реактор содержит оболочку, охватывающую реакторное пространство, внутри которого находятся центральный продольный канал, множество аксиально простирающихся колец с соседними кольцами, ограничивающих кольцевое цилиндрическое пространство, в котором располагается по окружности первое множество аксиальных труб первого контура. Соседние по окружности аксиальные трубы первого контура разделены одним из упомянутого множества дополнительных каналов, и множество ребер соединяет по меньшей мере участок упомянутого множества аксиальных труб первого контура с соседней конструкцией. В по меньшей мере некоторых из упомянутого множества дополнительных каналов располагается композиция делящегося ядерного топлива, и по меньшей мере некоторым из аксиальных труб первого контура протекает теплоноситель первого контура. Техническим результатом является возможность оптимизации процесса изготовления ядерного реактора, в том числе за счет возможности использования методов аддитивного и/или субтрактивного производства, благодаря цельности единой конструкции для реакторного пространства с топливной загрузкой. 18 з.п. ф-лы, 14 ил.

Description

РОДСТВЕННЫЕ ЗАЯВКИ

[0001] Настоящая заявка составлена на основе и в соответствии с параграфом 119(e) раздела 35 Кодекса законов США, испрашивает приоритет по предварительной патентной заявке США № 62/688255, поданной 21 июня 2018 г., содержание которой в полном объеме включено в настоящую заявку по ссылке.

ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ И ПРОМЫШЛЕННАЯ ПРИМЕНИМОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

[0002] В целом настоящее изобретение относится к ядерным реакторам деления и конструкциям, относящимся к активной зоне реактора в ядерных реакторах деления. В частности, раскрываемый ядерный реактор деления и реакторное пространство включают в себя делящееся ядерное топливо, загружаемое в пространства между каналами для потока теплоносителя, и являются масштабируемыми в размерах, тогда как каждое местоположение с делящимся ядерным топливом сохраняется неизменным по площади сечения и/или объему, независимо от размера реактора. Вспомогательное и дополнительное оборудование, такое как регулирующие стержни, приводы регулирующих стержней и замедлители, также является масштабируемыми в размерах. Настоящее изобретение относится также к способам изготовления таких реакторов и конструкций, в частности, с использованием технологий аддитивного производства, создающих целостную и единую конструкцию для реакторного пространства с топливной загрузкой, и предусматривает обеспечение качества на основе прогнозирования для производства реакторов и конструкций.

ПРЕДПОСЫЛКИ ИЗОБРЕТЕНИЯ

[0003] В последующем описании даны ссылки на некоторые конструкции и/или способы. Однако нижеследующие ссылки нельзя истолковывать как признание, что данные конструкции и/или способы составляют известный уровень техники. Заявитель специально оставляет за собой право продемонстрировать, что такие конструкции и/или способы не претендуют на противопоставление известного уровня техники настоящему изобретению.

[0004] Традиционные ядерные реакторы деления используют делящееся ядерное топливо, например, топливо на основе урана, уложенное внутри тепловыделяющих элементов, которые могут быть круглыми трубками, пластинами или шестигранниками. Эти тепловыделяющие элементы собирают и монтируют в тепловыделяющие сборки, которые являются основным элементом активной зоны ядерного реактора. Обычные тепловыделяющие сборки 10 (смотри фиг. 1) являются сложными конфигурациями, например, тепловыделяющих элементов 12 (которые содержат топливо 14 и выгорающие поглотители), механической опоры для конструкции тепловыделяющей сборки, дистанционирующих решеток 16 (которые обеспечивают разнесение компонентов и направление тепловыделяющих элементов) и бестопливных труб для, например, регулирующих стержней 18 или внутриреакторного контрольно-измерительного оборудования 20 и т.п. В зависимости от конструкции корпус реактора может содержать десятки тепловыделяющих сборок 10 (известных также, как пучки тепловыделяющих элементов), каждая из которых может содержать 200 или более тепловыделяющих элементов 12.

[0005] Внутри активной зоны теплоноситель первого контура (например, вода) протекает через и/или вокруг тепловыделяющих сборок 10 и обеспечивает как замедлитель для реакции деления (в случае реакторов с водяным охлаждением), так и теплоотводящий теплоноситель для тепла, выделяемого реакцией деления в тепловыделяющих элементах. Нагреваемый теплоноситель первого контура циркулирует в первом контуре (а именно, в системах, подверженных воздействию, находящихся в контакте или иначе открытых воздействию теплоносителя первого контура) и традиционно передает тепловую энергию в систему второго контура, в которой образуется термически возбужденная текучая среда и протекает к турбинам, которые, в свою очередь, могут служить для вращения электрогенератора.

[0006] Сложность конструкции распространяется на другие системы в ядерном реакторе, включая различные компоненты первого контура, например, в зависимости от конструкции, трубопроводы, насосы, контрольно-измерительное оборудование, теплообменники и парогенераторы. Соответственно, конструкции тепловыделяющих элементов, тепловыделяющих сборок, активных зон реактора и систем реактора подлежат регулированию соответственно строгим проектно-конструкторским и производственным стандартам, а также расширенному контролю до, во время и после изготовления, например, контролю, относящемуся к выбору и оценке поставщиков, обслуживанию, монтажу, инспекторской проверке и тестированию.

[0007] Таким образом, для упомянутых сложных конструкций, в частности, тепловыделяющего элемента и тепловыделяющей сборки, выгодно иметь конструкцию, которая совершенствует что-либо из проектирования и производства таких сложных конструкций и обеспечения качества.

СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

[0008] В общем, изобретение относится к ядерному реактору деления, в котором делящееся ядерное топливо закладывается в местоположения в активной зоне реактора, между и вокруг бестопливных труб для теплоносителя первого контура, замедлителя, регулирующих стержней, стоп-стержней и/или вспомогательного оборудования. Такое размещение делящегося ядерного топлива и бестопливных труб является противоположным (или инвертированным к) обычной схеме размещения делящегося ядерного топлива, расположенного в трубках, и теплоносителя первого контура, протекающего между и вокруг топливных трубок.

[0009] Варианты осуществления, раскрытые в настоящей заявке, включают в себя ядерный реактор деления, содержащий оболочку, охватывающую реакторное пространство, имеющее продольную ось, и аксиальный цилиндр, имеющий внутреннюю диаметральную поверхность, ограничивающую центральный продольный канал, имеющий ось, которая совмещена с продольной осью реакторного пространства. Множество аксиально простирающихся колец располагается внутри реакторного пространства и располагается концентрично относительно аксиального цилиндра. Упомянутое множество аксиально простирающихся колец радиально разнесено с образованием для любых двух соседних аксиально простирающихся колец, как радиально внутреннего соседнего кольца, так и радиально наружного соседнего кольца. Внешняя диаметральная поверхность радиально внутреннего соседнего кольца и внутренняя диаметральная поверхность радиально наружного соседнего кольца ограничивают кольцевое цилиндрическое пространство. Ядерные реакторы деления включают в себя первое множество аксиальных труб первого контура, расположенных по окружности внутри каждого кольцевого цилиндрического пространства. Каждая аксиальная труба первого контура имеет внутреннюю диаметральную поверхность, образующую канал первого контура, и внешнюю диаметральную поверхность. Множество ребер соединяет по меньшей мере участок, альтернативно, все из упомянутого множества аксиальных труб первого контура с соседней конструкцией, например, внешняя диаметральная поверхность каждой из упомянутого множества аксиальных труб первого контура соединяется с радиально внутренним соседним кольцом посредством первого ребра и соединяется с радиально наружным соседним кольцом посредством второго ребра. Ядерный реактор деления включает в себя множество дополнительных каналов внутри каждого кольцевого цилиндрического пространства, при этом соседние по окружности аксиальные трубы первого контура разделены одним из упомянутого множества дополнительных каналов. Композиция делящегося ядерного топлива располагается в по меньшей мере некоторых из упомянутого множества дополнительных каналов.

[0010] Варианты осуществления, раскрытые в настоящей заявке, включают в себя также способ изготовления ядерного реактора деления. Варианты осуществления способа содержат применение предиктивной аналитики и аналитики причинно-следственных связей для создания модели ядерного реактора деления, послойное изготовление ядерного реактора деления с использованием методов аддитивного производства, во время изготовления контроль на месте (in-situ) изготовления ядерного реактора деления с использованием машинного зрения и ускоренной обработки данных, анализ данных контроля на месте и регулирование изготовления ядерного реактора деления на основании данных анализа в реальном времени. В некоторых случаях производственное оборудование, в частности, оборудование для аддитивного производства, имеет ограниченный объем производственной зоны, который влияет на максимальный размер любой одиночной монолитно изготавливаемой детали (хотя технология переустановки и может обеспечить увеличение размеров таких монолитно изготавливаемых деталей). Соответственно, способы изготовления, раскрытые в настоящей заявке для, например, ядерного реактора деления (или другой конструкции), можно приспособить для изготовления конструкций в монолитной форме или в форме сегментов для последующей сборки.

[0011] Варианты осуществления способа могут также создавать цифровую версию изготовленного ядерного реактора деления; и коррелировать характеристику изготовленного ядерного реактора деления на основании анализа цифровой версии изготовленного ядерного реактора деления.

[0012] Кроме того, варианты осуществления, раскрытые в настоящей заявке, можно применять для оценки проекта и проверки приемлемости изготовления ядерных реакторов деления, а также отдельных компонентов ядерных реакторов деления. Например, способы изготовления ядерных реакторов деления, раскрытые в настоящей заявке, можно применять для определения и подтверждения рабочих характеристик и прочности и надежности фактически изготовленных конструкций. По существу, способы могут служить новым средством для оценки реактора, или обеспечения информации для критериев приемки, сторонними организациями, например, правительственными органами регулирования, правительственными учреждениями и министерствами, коммерческими структурами, например, компаниями-производителями электроэнергии, и т.п.

[0013] Хотя раскрытые реактор и активная зона имеют сложные геометрии механической системы, интегральные и итерационные технологии изготовления, такие как трехмерная печать, из элементного металла или металлических сплавов, или керамики (включающие применение таких материалов в форме, например, частиц, проволоки или порошка), позволяет облегчить изготовление инвертированного реактора. Другие преимущества включают в себя улучшенную удельную мощность на единицу веса, снижение внутренних напряжений и расширяемость посредством, например, введения дополнительных размерных единиц в форме колец или разнесения колец.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ

[0014] Вышеприведенную сущность изобретения, а также последующее подробное описание вариантов осуществления можно лучше понять при прочтении в связи с прилагаемыми чертежами. Следует понимать, что изображенные варианты осуществления не ограничены показанными точными схемами расположения и инструментарием.

[0015] Фиг. 1 - изображение обычной тепловыделяющей сборки с тепловыделяющими элементами, содержащими стержни из делящегося ядерного топлива, и бестопливными трубами, внутри и/или вокруг которых протекает теплоноситель первого контура.

[0016] Фиг. 2A - вид в перспективе с аксиальным разрезом примерного ядерного реактора деления, и фиг. 2B представляет увеличенный вид в перспективе с радиальным разрезом примерной оболочки, охватывающей реакторное пространство.

[0017] Фиг. 3A - вид в перспективе с радиальным разрезом участка ядерного реактора деления, и фиг. 3B представляет увеличенный вид в перспективе с радиальным разрезом участка, показанного на фиг. 3A.

[0018] Фиг. 4 - вид в перспективе с радиальным разрезом и аксиальным вырезом участка ядерного реактора деления и примерного тепловыделяющего элемента.

[0019] Фиг. 5A - схематический вид в перспективе, представляющий опорное и вспомогательное оборудование, располагаемое во множестве каналов первого контура.

[0020] Фиг. 5B и 5C - примеры замедляющего нейтроны материала в форме стержней.

[0021] Фиг. 5D - схематический вид в перспективе, представляющий систему регулирующих стержней и ее расположение на местном виде с частичным вырезом ядерного реактора деления.

[0022] Фиг. 6 - изображение, на виде в перспективе с поперечным разрезом, примерного числа и распределения регулирующих стержней и замедлителей в примерном варианте осуществления ядерного реактора деления.

[0023] Фиг. 7 - схематическое изображение участка радиального сечения примерного варианта осуществления ядерного реактора деления, включающее в себя пространство или зазор для снижения напряжений, возникающих при превращении элементов вследствие деления делящегося ядерного топлива.

[0024] Фиг. 8 - изображение осевой симметрии шестого порядка примерных вариантов осуществления раскрытого ядерного реактора деления.

[0025] Фиг. 9 - краткое изложение варианта осуществления метода аддитивного производства для изготовления цельной и единой конструкции для ядерных реакторов деления и реакторных пространств с топливной загрузкой, раскрытых в настоящей заявке.

[0026] Фиг. 10A и 10B - скриншоты, соответствующие аспектам вычислительной платформы для универсального инвертированного реактора («UIRCP»), применяемой для исследования аспектов вариантов осуществления ядерного реактора деления.

[0027] Фиг. 11A и 11B - подробные данные о геометрической конструкции и размерах для геометрических переменных, используемых в примере 2.

[0028] Фиг. 12 - пример сплошной модели в САПР, полученной с помощью вычислительной платформы для процедуры, относящейся к универсальному инвертированному реактору, в примере 2.

[0029] Фиг. 13 - пример карты изотерм, полученной с помощью вычислительной платформы для процедуры, относящейся к универсальному инвертированному реактору, в примере 2.

[0030] Фиг. 14A-C - профили температуры и нейтронно-физические характеристики, относящиеся к примерному варианту осуществления ядерного реактора деления.

ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ

[0031] Фиг. 2A представляет вид в перспективе с аксиальным разрезом примерного ядерного реактора деления. Ядерный реактор 100 деления содержит оболочку 102, которая вмещает композицию делящегося ядерного топлива (пример которой показан в виде композиции 104 делящегося ядерного топлива на фиг. 2B), регулирующие стержни и вспомогательное оборудование 106, которые проникают с возможностью перемещения внутрь оболочки 102 и реакторного пространства 108, отражатель 110 вокруг внешней диаметральной поверхности оболочки 102, трубы 112 для потока теплоносителя первого контура в оболочку 102 и из нее и защитных кожух 114. Фиг. 2B представляет увеличенный вид некоторых из элементов, показанных на фиг 2A, в перспективе с радиальным разрезом и аксиальным вырезом. Для иллюстрации и ясности, другие элементы ядерных реакторов деления и ядерных энергетических установок не показаны на фиг. 2A-B, например, другие элементы системы первого контура и системы второго контура, но известны специалистам среднего уровня.

[0032] Фиг. 3A представляет вид в перспективе с радиальным разрезом участка ядерного реактора 100 деления. Изображенная оболочка 102 имеет продольную ось 120, простирающуюся от первого конца до второго конца реакторного пространства 108. Оболочка 102 охватывает реакторное пространство 108, которое в данном варианте осуществления содержит внутренние элементы, подобные сотовой структуре, как в радиальном, так и аксиальном направлениях. Например, внутри оболочки 102 присутствует аксиальный цилиндр 130, имеющий внутреннюю диаметральную поверхность 132, ограничивающую центральный продольный канал, имеющий ось 134, которая совмещена с продольной осью 120 реакторного пространства 108.

[0033] Также внутри реакторного пространства 108 располагается множество аксиально простирающихся колец 140, которые расположены концентрично относительно аксиального цилиндра 130. Как показано на фиг. 3B, на котором представлен увеличенный вид в перспективе с радиальным разрезом участка, показанного на фиг. 3A, по меньшей мере некоторые из упомянутого множества аксиально простирающихся колец 140 радиально разнесены, и, если рассматривать два любых аксиально простирающихся кольца 140, образуют радиально внутреннее соседнее кольцо 140a и радиально наружное соседнее кольцо 140b. Внешняя диаметральная поверхность 142 радиально внутреннего соседнего кольца 140a и внутренняя диаметральная поверхность 144 радиально наружного соседнего кольца 140b ограничивают цилиндрическое пространство 150.

[0034] Внутри кольцевого цилиндрического пространства 150 располагается по окружности множество аксиальных труб 160 первого контура. Каждая аксиальная труба 160 первого контура имеет внутреннюю диаметральную поверхность 162, образующую канал 164 первого контура (применяемый, главным образом, для потока), и внешнюю диаметральную поверхность 166. Множество ребер 170 соединяет внешнюю диаметральную поверхность 166 каждой из упомянутого множества аксиальных труб 160 первого контура, в первом случае, с радиально внутренним соседним кольцом 140a и, во втором случае, с радиально наружным соседним кольцом 140b. В некоторых вариантах осуществления аксиальные трубы 160 соединены ребрами 170 с по меньшей мере одним из радиально внутреннего соседнего кольца 140a и радиально наружного соседнего кольца 140b или же с обоими упомянутыми кольцами; в других вариантах осуществления только некоторые из аксиальных труб 160 соединены ребрами 170 с по меньшей мере одним из радиально внутреннего соседнего кольца 140a и радиально наружного соседнего кольца 140b или же с обоими упомянутыми кольцами. Число, местоположение и частота применения ребер 170 могут различаться в зависимости от выдержанности размеров, которую следует обеспечить для конструкции в целом путем создания соединений с использованием ребер 170.

[0035] Внутренняя диаметральная поверхность аксиальных труб первого контура (т.е., проточного канала первого контура) может быть равномерной, независимо или может изменяться в зависимости от аксиального положения. Например, в некоторых вариантах осуществления внутренняя диаметральная поверхность аксиальных труб первого контура, образующих канал первого контура, может изменяться в зависимости от аксиального положения относительно продольной оси аксиальной трубы первого контура, например, чтобы влиять на характеристики потока теплоносителя первого контура. Кроме того, например, в других вариантах осуществления канал первого контура разделен на камеры, образуя разные участки или зоны по аксиальной длине. Упомянутые зоны можно использовать для размещения приборов и/или другого оборудования или материалов для контроля или влияния на характеристики реактора.

[0036] В некоторых вариантах осуществления один или более из центрального продольного канала аксиального цилиндра 130 и каналов 164 первого контура являются доступными с внешней поверхности ядерного реактора деления. В случае доступности центральный продольный канал и/или канал(ы) первого контура можно использовать для приготовления облучаемых образцов, например, облученного медицинского оборудования, медицинских изотопов, изотопов для научных исследований и так далее.

[0037] Внутри реакторного пространства 108 располагается также множество дополнительных каналов 180. Как показано на фиг. 3B, множество дополнительных каналов 180 располагается внутри кольцевого цилиндрического пространства 150 и разделяет по окружности соседние аксиальные трубы 160a, 160b первого контура. Например, внутренние поверхности дополнительных каналов 180 включают в себя участки внешней диаметральной поверхности 166 соседних по окружности аксиальных труб 160a, 160b первого контура, поверхности первого ребра 170 и второго ребра 170, связанные с каждой из соседних по окружности аксиальных труб 160a, 160b первого контура, и участки внешней диаметральной поверхности 142 радиально внутреннего соседнего кольца 140a и участки внутренней диаметральной поверхности 144 радиально наружного соседнего кольца 140b. Обычно, соседние по окружности аксиальные трубы 160a, 160b первого контура бесконтактно распределены внутри цилиндрического пространства 150 и образуют дополнительный канал 180.

[0038] Внутри реакторного пространства 108 располагается также композиция 190 делящегося ядерного топлива. Например, и, как схематически показано на фиг. 4, композиция 190 делящегося ядерного топлива может располагаться в по меньшей мере некоторых из упомянутого множества дополнительных каналов 180. Композиция 190 делящегося ядерного топлива находится в теплопередающем контакте с по меньшей мере некоторыми, если не со всеми, из внутренних поверхностей дополнительного канала 180. Во время эксплуатации по каналу 164 первого контура каждой из соседних по окружности аксиальных труб 160 первого контура, которые разделяются одним из множества дополнительных каналов 180, которые содержат композицию 190 делящегося ядерного топлива, может протекать теплоноситель первого контура, чтобы осуществлять теплоперенос. В изображенном варианте осуществления сечение дополнительного канала, перпендикулярное продольной оси, имеет форму сечения однополостного гиперболоида, однако, можно применять другие формы сечения. Подходящая композиция делящегося ядерного топлива включает в себя оксид урана и уран с обогащением менее 20%, с содержанием 10 мас.% молибдена (сплав U-10Mo), нитрида урана (UN) и других стабильных компонентов делящегося ядерного топлива, включая металлические делящиеся ядерные топлива и керамические делящиеся ядерные топлива.

[0039] Как известно в данной области техники, во время реакции деления делящегося ядерного топлива, деление урана создает много других элементов в разных (газообразной, жидкой или твердой) фазах. Благодаря конструкции дополнительных каналов 180, которые содержат композицию 190 делящегося ядерного топлива, раскрытую в настоящей заявке, повышение внутреннего давления в дополнительном канале 180 вследствие упомянутого превращения элементов подвергает дополнительные каналы 180, т.е. топливные отсеки, воздействию сил сжатия и повышает сопротивление разрушению. Данное явление наблюдается также, когда происходит тепловое расширение. Напротив, в случае с топливами традиционных ядерных реакторов, с ураном, расположенным внутри трубок, обычно изготовленных из циркония, превращение элементов повышает внутренние давления в трубках, подвергая трубки воздействию окружного напряжения (в форме растягивающего окружного напряжения), что может приводить к конструкционному разрушению, например, образованию трещин. Кроме того, материалы, подвергающиеся напряжениям на растяжение, являются чувствительными к разнотипным механизмам коррозии, например, растрескиванию от коррозии под напряжением, по сравнению с материалами, подвергающимся напряжениям сжатия. Кроме того, гидридообразующие металлы (например, цирконий) подвержены водородному охрупчиванию и могут становиться хрупкими и разрушаться, что усиливается, когда соответствующая часть находится под напряжением растяжения, по сравнению с напряжениями сжатия.

[0040] Следует отметить, что в изображенном варианте осуществления на фиг. 3A самое внутреннее множество аксиальных труб первого контура не отделяется от аксиального цилиндра 130 аксиально простирающимся кольцом 140. Следовательно, реактор 100 включает в себя множество аксиальных труб 160 первого контура, расположенных по окружности между внутренней диаметральной поверхностью радиально самого внутреннего, аксиально простирающегося кольца 140 и внешней диаметральной поверхностью аксиального цилиндра 130. Подобно тому, как описано в связи с фиг. 3B, внешняя диаметральная поверхность каждой из упомянутого множества аксиальных труб первого контура соединяется с внешней диаметральной поверхностью аксиального цилиндра 130 посредством первого ребра 170 и соединяется с радиально самым внутренним, аксиально простирающимся кольцом 140 посредством второго ребра 170.

[0041] Следует отметить, что в изображенном варианте осуществления на фиг. 3A, самое внешнее множество аксиальных труб первого контура не отделяется от оболочки 102 аксиально простирающимся кольцом 140. Следовательно, реактор 100 включает в себя множество аксиальных труб 160 первого контура, расположенных по окружности между внутренней диаметральной поверхностью оболочки 102 и внешней диаметральной поверхностью радиально самого внешнего, аксиально простирающегося кольца 140. Подобно тому, как описано в связи с фиг. 3B, внешняя диаметральная поверхность каждой из упомянутого множества аксиальных труб первого контура соединяется с внешней диаметральной поверхностью радиально самого внешнего, аксиально простирающегося кольца 140 посредством первого ребра и соединяется с внутренней диаметральной поверхностью оболочки 102 посредством второго ребра.

[0042] В одном или более каналов 164 первого контура можно расположить различное опорное и вспомогательное оборудование. Например, в одном или более каналов первого контура можно расположить по меньшей мере один из замедлителя, регулирующего стержня и научного прибора, такого как датчик температуры или радиационный детектор. Фиг. 5A является схематическим изображением множества каналов 164 первого контура, в которых располагается опорное и вспомогательное оборудование в форме регулирующего стержня 200, например, иридиевого регулирующего стержня, и замедлитель 210, например, замедлитель нейтронов на гидриде циркония. Регулирующий стержень 200 может также включать в себя поглотитель нейтронов, который поглощает нейтроны и может служить для регулировки критичности ядерных реакторов. Кроме того, материал поглотителя нейтронов может поглощать достаточно нейтронов, чтобы останавливать ядерный реактор 100 деления (например, когда регулирующие стержни 200 полностью вводят в реакторное пространство 108), или может быть аксиально размещен для поддержки критичности ядерного реактора 100 деления (например, когда регулирующие стержни 200 выводят из активной зоны реактора 109 на некоторое расстояние, чтобы обеспечить возможность непрерывную цепную реакцию деления). В некоторых вариантах осуществления замедлитель 210 охлаждается протекающим He и стабилизирован с использованием трехреберной конструкции. По всему объему реакторного пространства 108 может применяться и соответственно распределяться любое подходящее число регулирующих стержней 200 и замедлителей 210, чтобы получать одно или более из требуемых профиля нейтронного потока, распределения плотности энерговыделения и рабочего профиля. В примерных вариантах осуществления регулирующие стержни 200 имеют резьбу, которая помогает сэкономить аксиальное пространство, максимально увеличивает диаметр регулирующего стержня и допускает непосредственный контакт с роликовой гайкой для работы с возможностью надежного аварийного останова (SCRAM). Всеми регулирующими стержнями 200 или их поднабором можно по-отдельности управлять независимыми электродвигателями, чтобы обеспечивать дискретное регулирование реактивности и/или формировать аксиальное энерговыделение.

[0043] В некоторых вариантах осуществления в канал 164 первого контура может осуществляться введение замедляющего нейтроны материала в форме стержня с одним или более аксиальными выступами. Фиг. 5A и 5B представляют пример такого замедляющего нейтроны материала в форме стержня 210 в канале 164 первого контура. Стержни 210 включают в себя одно или более ребер 212 или другой(ие) выступ(ы), которые помогают поддерживать соответствующий зазор 214 между внутренней диаметральной поверхностью канала 164 первого контура и внешней поверхностью (или по меньшей мере большей частью внешней поверхности) замедляющий стержень 210. Ребра/выступы 212 могут простираться аксиально по длине стержня 210. Данная конструкция представляет особый интерес для газоохлаждаемых реакторов, в которых зазор 214 допускает достаточный поток, чтобы газ, например, одновременно развивал тягу для космического реактора или приводил в действие энергоустановку и охлаждал замедляющий материал. Замедляющий материал выполняет также функцию замедления нейтронов до тепловой скорости, образуя активную зону с более эффективным использованием нейтронов.

[0044] Отдельные замедляющие стержни могут быть, в подходящем случае, вставлены в любое число требуемых ячеек в активной зоне, с независимой заменой или обслуживанием, при необходимости, и позволяют увеличить диаметр канала охладителя во время изготовления активной зоны.

[0045] Замедляющий стержень 210 может также иметь форму кольца, чтобы допускать дополнительное охлаждение или введение регулирующего стержня 200 или другого материала, например, показанного в альтернативном варианте осуществления замедляющего стержня 210, изображенного на фиг. 5C. Для гидрированных материалов можно также применить материалы покрытия, чтобы ограничивать или предотвращать миграцию водорода, главного компонента для замедления нейтронов, из металла. Покрытие можно также использовать как барьер между замедляющим материалом и охлаждающим газом.

[0046] Как замечено в описании фиг. 2A, ядерный реактор 100 деления включает в себя регулирующие стержни, которые могут проникать с возможностью перемещения внутрь оболочки 102 и реакторного пространства 108. Положение и действие регулирующих стержней, например, регулирующего стержня 200, регулируется системой регулирующих стержней 220 (Смотри фиг. 5D). Вариант осуществления системы регулирующих стержней 220 включает в себя три основных компонента: приводной электродвигатель 230 регулирующего стержня, применяемый для перемещения регулирующего стержня 200 внутрь и из реакторного пространства 108; приводной стержень 240 с резьбой, соединенный с регулирующим стержнем 200, который приводит регулирующий стержень 200 в движение внутрь и из реакторного пространства 108; и регулирующий стержень 200, который обычно является цилиндрическим, поглотителем нейтронов, который перемещается внутрь и из канала 164 первого контура. Приведение регулирующего стержня 200 в движение внутрь и из реакторного пространства 108 обычно выполняется вращением снабженной резьбой гайки, расположенной с внутренней стороны от приводного электродвигателя регулирующего стержня и соединенной со снабженным резьбой приводным стержнем, таким образом, что вращение гайки, снабженной внутренней резьбой, вызывает поступательное, т.е. в продольном направлении, перемещение регулирующего стержня 200.

[0047] В некоторых случаях применения например, космических реакторах, размер и вес ядерного реактора деления и его компонентов ограничены потерями, возникающими из-за избыточных веса/стоимости, когда такие системы запускают в космос. Поэтому другие варианты осуществления системы регулирующих стержней ориентированы на упрощение их конструкции, так как техническое обслуживание или замену компонентов реактора невозможно выполнять после запуска или после того, как они эксплуатировались. Таким образом, предпочтительно уменьшать размеры, вес и сложность компонентов в системе регулирующих стержней. Несмотря на отсутствие обязательного ограничения по размерам и весу наземным реакторам также могут быть полезны аналогичные усовершенствования конструкции, благодаря уменьшению объема технического обслуживания и сокращению числа замен частей. Для решения таких проблем проектирования, варианты осуществления системы регулирующих стержней могут сочетать снабженный резьбой приводной стержень и поглотитель нейтронов регулирующего стержня посредством изготовления самого снабженного резьбой приводного стержня из поглощающего нейтроны материала. Когда снабженный резьбой приводной стержень изготовлен с использованием поглощающего нейтроны материала, отдельный поглотитель нейтронов регулирующего стержня может быть уменьшен или удален из ядерного реактора деления.

[0048] Регулирующий стержень 200 с фиг. 5A представлен как примерный вариант осуществления такого снабженного резьбой регулирующего стержня, который изготовлен из поглощающего нейтроны материала или иным образом включает его в свою конструкцию. Подходящие материалы, которые можно использовать при изготовлении регулирующего стержня (или иным образом включать в его конструкцию) включают в себя: иридий, гафний, нержавеющую сталь, вольфрам, карбид бора в алюминий-оксидной матрице (Al₂O₃-B₄C), молибден и тантал. Хотя использовать можно любой один или более из различных высокотемпературных металлических поглощающих нейтроны материала, при этом предполагается, что в качестве поглощающего нейтроны материала будет применяться иридий.

[0049] Фиг. 6 представляет на виде в перспективе с поперечным разрезом примерное число и распределение регулирующих стержней 200 и замедлителей 210 в примерном варианте осуществления ядерного реактора деления.

[0050] Как описано выше, превращение элементов повышает внутренние давления в пространстве, занимаемом делящимся ядерным топливом. Для снижения таких внутренних давлений варианты осуществления ядерного реактора деления могут предусматривать гибкость компонентов ядерного реактора деления, чтобы снижать развивающиеся напряжения. Например, вместо непрерывного объема топлива варианты осуществления раскрываемого ядерного реактора деления могут включать в себя пространство, зазор, отверстие или другое отверстие между секциями композиции делящегося ядерного топлива внутри дополнительных каналов 180 или внутри самой композиции 190 делящегося ядерного топлива. Один пример такого пространства или зазора изображен на фиг. 7, где один или более зазоров 250 включены в композицию 190 делящегося ядерного топлива. Примерные места для зазора(ов) 250 вставляются между композицией 190 делящегося ядерного топлива и ребрами 170 (смотри область 252) и в тело композиции 190 делящегося ядерного топлива (смотри область 254). Моделирование напряжения в конструкциях, включающих в себя зазоры, показало снижение напряжения в активной зоне 108 реактора в областях, имеющих зазоры, по сравнению с областями, которые не имеют зазора. Кроме того, снижалось общее растягивающее окружное напряжение в оболочке 102. Вдобавок, композиция 190 делящегося ядерного топлива продемонстрировала улучшенное сопряжение с поверхностями и конструкциями, образующими дополнительный канал 180, что обеспечивает, в результате, улучшенные характеристики теплопереноса. Например, включение зазоров 250 в конструкцию доказало улучшение контакта с внешней диаметральной поверхностью 166 каждой из множества аксиальных труб 160 первого контура (по сравнению с конструкцией без такого зазора 250), что способствует улучшению теплопереноса между композицией 190 делящегося ядерного топлива и теплоносителем первого контура, протекающим по каналу 164 первого контура, образованному внутренней диаметральной поверхностью 162 аксиальной трубы 160 первого контура.

[0051] В некоторых вариантах осуществления реактор 100 деления является активной зоной газоохлаждаемого ядерного реактора, в котором теплоперенос происходит при посредстве газа, протекающего через отверстия в реакторном пространстве 108, например, каналы 164 первого контура, показанные на фиг. 3A-B, 4 и 5A, которые выполнены с размерами для обеспечения эффективного теплопереноса из твердой активной зоны реактора. В вариантах осуществления газоохлаждаемого ядерного реактора теплоноситель первого контура отводит тепло из активной зоны реактора, которое, в свою очередь, нагревает газ. После этого, нагретый газ можно использовать для создания тяги, как в ядерных ракетных двигателях с использованием тепловой энергии продуктов ядерных реакций, или использовать для привода энергоустановок замкнутого цикла. Для выделения тепла в делящемся ядерном топливе, которое передается теплоносителю первого контура, ядерные реакторы используют замедляющие нейтроны материалы для термализации или замедления до тепловой скорости нейтронов, высвобождающихся в процессе деления ядер. Замедление нейтронов требуется, чтобы поддерживать ядерную цепную реакцию в активной зоне и, следовательно, выработку теплоты. Водоохлаждаемые реакторы используют воду как для охлаждения, так и для уменьшения плотности потока нейтронов; однако, газоохлаждаемые реакторы нуждаются в дополнительном материале для замедления. Применение дополнительного замедляющего материала для термализации нейтронов может допускать уменьшение количества топлива и, следовательно, веса ядерного реактора деления, поскольку термализованные нейтроны эффективнее расщепляют делящиеся атомы.

[0052] В некоторых вариантах осуществления конструктивные элементы ядерного реактора деления, включающие в себя по меньшей мере оболочку, аксиальный цилиндр, упомянутое множество аксиально простирающихся колец, упомянутое множество аксиальных труб первого контура и упомянутое множество ребер, составляют цельную единую конструкцию. Другими словами, данные конструктивные элементы ядерного реактора деления формируются как одно целое с использованием, например, технологического процесса аддитивного производства. Примерный подходящий технологический процесс аддитивного производства использует трехмерную печать металлическим сплавом, например, молибденсодержащим металлическим сплавом, циркаллоем-4 или хастеллоем X, чтобы сформировать упомянутые конструктивные элементы. В других вариантах осуществления композиция делящегося ядерного топлива можно быть включена в цельную единую конструкцию, когда применяются подходящие мульти-материальные процессы аддитивного производства с использованием нескольких металлов в исходном материале. Другие сплавы, которые можно использовать, когда применяются подходящие мульти-материальные процессы аддитивного производства с использованием нескольких металлов в исходном материале включают в себя: легированные стали, циркониевые сплавы и вольфрамомолибденовые сплавы (для оболочки), бериллиевые сплавы (для отражателя) и нержавеющую сталь (для защитного кожуха). Можно также применять порошковый исходный материал.

[0053] Реакторы, показанные и описанные в настоящей заявке, имеют осевую симметрию шестого порядка относительно продольной оси реакторного пространства. Например, и как показано на фиг. 8, можно видеть, что сходные конструктивные элементы внутри реакторного пространства 108 расположены с соблюдением осевой симметрии шестого порядка относительно продольной оси 120 реакторного пространства. Примеры данной осевой симметрии шестого порядка изображены на фиг. 8 и налагаются на радиальное сечение примерного варианта осуществления ядерного реактора деления. Например, в соответствующем цилиндрическом пространстве 150 для упомянутых конструктивных элементов первая осевая симметрия 300 шестого порядка показана между регулирующими стержнями 200; вторая осевая симметрия 310 шестого порядка показана между замедлителями 210, и третья осевая симметрия 320 шестого порядка показана между множеством аксиальных труб 160 первого контура.

[0054] Следует отметить, что реакторное пространство 108 (и, в более широком смысле, реактор 100) является масштабируемым путем добавления или исключения одного или более аксиально простирающихся колец 140 и соответствующих конструктивных элементов, раскрытых в настоящей заявке, таких как аксиальные трубы первого контура 160, при условии, что сохраняется базовая осевая симметрия шестого порядка относительно продольной оси реакторного пространства. Например, радиальная конфигурация должна геометрически нарастать с коэффициентом 6, например, 1, 6, 12, 18, 24, 30, 36 и т.п. … стержней. Это позволяет каждому дополнительному каналу, который содержит делящееся ядерное топливо, иметь один и тот же объем, независимо от положения в реакторном пространстве 108 и способствует равномерной и оптимальной теплопередаче между делящимся ядерным топливом, материалом реакторного пространства и теплоносителем первого контура. Таким образом, например, композиция делящегося ядерного топлива, расположенного в по меньшей мере некоторых из упомянутого множества дополнительных каналов, образует набор из элементов из делящегося ядерного топлива, которые являются идентичными по объему, по всему ядерному реактору деления. Кроме того, например, отношение площади радиального сечения каналов первого контура к площади радиального сечения дополнительных каналов является постоянным по всему ядерному реактору деления (если рассматривать данное отношение между одним или более каналов первого контура и одним или более дополнительных каналов).

[0055] Для изготовления цельной и единой конструкции для ядерных реакторов деления и реакторных пространств с топливной загрузкой, раскрытых в настоящей заявке, можно применять методы аддитивного производства, например, методы трехмерной печати, использующие несколько исходных материалов. Например, технология аддитивного производства создает сложные геометрии и, при сочетании с датчиками прямого действия, данными визуализации машинного зрения и искусственным интеллектом, позволяет регулировать качество изготовления, так как компоненты создаются аддитивно слой за слоем (данные слои часто имеют размеры масштаба 50 микрометров) и обеспечивать качество на основе прогнозирования для изготовления таких реакторов и конструкций.

[0056] Методы аддитивного производства для изготовления цельной и единой конструкции для ядерных реакторов деления и реакторных пространств с топливной загрузкой, раскрытых в настоящей заявке, включают в себя этапы: (a) предиктивной аналитики и аналитики причинно-следственных связей, (b) контроль на месте, объединенный с машинным зрением и ускоренной обработкой данных, во время послойного изготовления конструкции, (c) автоматизированный анализ, объединенный с составляющей машинного обучения, и (d) виртуальный контроль цифрового представления фактически построенной конструкции (называемого также в настоящей заявке «цифровым двойником»). На фиг. 9 кратко представлен способ 400 аддитивного производства для изготовления цельной и единой конструкции для ядерных реакторов деления и реакторных пространств с топливной загрузкой, раскрытых в настоящей заявке.

[0057] Способ 400 включает в себя этап 410 предиктивной аналитики и аналитики причинно-следственных связей, при выполнении которой имеющиеся и экспериментальные данные применяются для определения начальных критических факторов качества (CTQ-факторов) и обеспечения обучения начального алгоритма машинного обучения. Начальные входные данные для алгоритма машинного обучения могут быть какими-то одними или более из разработанных своими силами, предоставленных сторонней организацией или базирующихся на наборах данных за прошлое время (например, из открытого источника и/или базирующихся на производственной деятельности и экспериментах, которые собрали предыдущий опыт по методам аддитивного производства, запротоколированный в виде потенциальных признаков и результатов наблюдений, имеющих отношение к текущему технологическому процессу аддитивного производства). В каждом случае, начальный алгоритм машинного обучения является алгоритмическим представлением каждого этапа производственного процесса, а также алгоритмическим представлением теоретической конечной конструкции. Дополнительную сложность можно вносить в начальный алгоритм машинного обучения посредством, например, включения дополнительных переменных для входных данных, выходных данных, условий производства, таких как условия окружающей среды, качество сырья и материалов и т.п. Хотя алгоритмы, применимые к упомянутым начальным входным данным, сами по себе помогают описать окончательные критические факторы качества (CTQ-факторов), влияющие на изделия для реактора, они, как полагают, не достаточны для квалификации изготовленного изделия.

[0058] Методы математического и компьютерного моделирования, применимые на этапе 410 предиктивной аналитики и аналитики причинно-следственных связей включают в себя следующие операции: (1) определить дефекты; (2) преобразовать в измеренные выходные данные (сплавление, форма, положение и т.п. слоев); (3) выполнить первичную обработку данных по принципу «упорядочивания данных» (переменные в столбцах, результаты наблюдений в строках, связанные таблицы, воспроизводимость результатов испытаний); (4) разделить данные на наборы для обучения, контроля и валидации; (5) охарактеризовать набор данных, выполнить поисковый анализ, сравнить с физической теорией; (6) выделить признаки-кандидаты; (7) сформулировать гипотетические модели взаимосвязей для проверки по имеющимся данным; (8) построить алгоритмы многовариантной регрессии, использующий методы перевыборки для рандомизации; (9) оценить досконально ошибки выборки; (10) оценить гипотетические модели и установить основные параметры для испытания физико-механических свойств; (11) создать известные геометрии аддитивного производства, проверить правильность предиктивный моделей, сформировать причинно-следственные связи и выходные параметры; и (12) повторно оценить гипотетические модели и скорректировать определения основных дефектов для основы машинного обучения. Успешные начальные алгоритмы машинного обучения определяют основные гипотетические модели относительно возможных критических факторов для аддитивного построения, с использованием имеющихся данных перед испытаниями физико-механических свойств, и составляют основу машинного обучения. Затем окончательная предиктивная модель применяется для передачи в план измерений на месте условий физического воплощения и начального машинного обучения.

[0059] Этап 410 предиктивной аналитики и аналитики причинно-следственных связей обычно выполняется перед послойным наплавлением материала для изготовления конструкции производимого объекта.

[0060] Способ 400 включает в себя этап 420 контроля на месте, объединенный с машинным зрением и ускоренной обработкой данных, во время послойного изготовления конструкции. На данном этапе подходящий контроль на месте собирает данные, относящиеся к послойному изготовлению конструкции, и ускоренная обработка данных оцифровывает данные для ввода в машинное обучение для анализа. Контроль на месте может выполняться любыми подходящими средствами. Например, промышленные камеры машинного зрения могут предоставлять визуальную информацию, включающую в себя информацию о положении, термопары могут предоставлять информацию о температуре как подаваемого, так и свеженаплавленного материала, датчики тока и напряжения могут предоставлять информацию о режиме наплавления, можно контролировать скорость и расход наплавления, можно контролировать условия окружающей среды, рентгеновские методы могут контролировать характеристики материала, а также обеспечивать определение характеристик материала, инфракрасная термография показывает распределение температуры, и характеристики сварочной ванны, включающие в себя структуру и напряженное состояние, и приведенные примеры являются лишь несколькими примерами контроля на месте, который может выполняться, и результаты затем используются при выполнении способа аддитивного производства. Другие параметры, которые можно вводить в контроль на месте, включают в себя профиль охлаждения, определение пустот, измерение пористости, обнаружение дефектов, например, трещин, расслоения и неравномерность размеров. Следует отметить, что способы аддитивного производства создают сложности для датчиков, например, камеры и другие датчики следует размещать для сбора данных между слоем пленки и наплавляющей головкой, чтобы определять размещение и совмещение структур. Параллельная обработка, например ускорение графического процессора (GPU) может быть полезна, если не обязательна, для обработки больших массивов данных контроля на месте и обработки десятков признаков для выдачи поправок в реальном времени. Выходные данные ускоренной обработки данных подаются обратно в контроллер установки в контуре для автокоррекции или идентификации для автономного анализа с использованием фактически изготовленной модели.

[0061] Повторение этапа контроля на месте и автоматизированного анализа по слоям, когда изготавливается цельная и единая конструкция для ядерных реакторов деления и реакторных пространств с топливной загрузкой, раскрытых в настоящей заявке, делает возможной непрерывную обратную связь с производственным процессом. Такая обратная связь служит затем основой для (i) послойных корректировок в технологическом процессе аддитивного производства, (ii) архивирования контролируемой и анализируемой информации в форме цифрового двойника, что допускает последующие анализ и оценку, и (iii) обновления и корректировки протоколов производства и команд послойного формирования для использования в будущем аддитивном производстве цельной и единой конструкции для ядерных реакторов деления и реакторных пространств с топливной загрузкой, раскрытых в настоящей заявке.

[0062] При послойном изготовлении конструкции производимого объекта способ 400 включает в себя этап 430 автоматизированного анализа, объединенного с составляющей машинного обучения. Машинное обучение создает интеллектуальную систему на основе входных данных машинного зрения и контроля на месте, применяет эти входные данные к уже существующим данным и корректирует обработку данных посредством машинного обучения, а также автоматически настраивает и выполняет предиктивный квалификационный анализ во время технологический процесса аддитивного производства.

[0063] Машинное обучение может включать в себя алгоритмы обнаружения аномалий, чтобы контролировать функцию технологического процесса. Например, алгоритмы обнаружения аномалий могут проверять колебания скорости направления, непредвиденные задержку или объемный расход, температуру, совмещение или химический состав. Автоматический анализ упомянутых технологических данных может выбирать один или более признаков X1, которые указывают на аномалию, подбирать параметры U1 для определения характеристик распределений каждого выбранного признака и вычислять вероятность того, что наблюдаемый X вписывается в приемлемую погрешность Гаусса для каждого признака U.

[0064] Машинное обучение может также включать в себя классификаторы образов для обнаружения аномалий в ходе процесса. Например, в качестве входных данных можно использовать пиксельный образ, в котором каждый отсчет является небольшим пиксельным участком изображения. Число участков, которые входят в изображение, представляет число измерений, которые можно использовать, чтобы различать и классифицировать аномалии или формы. Векторизованное изображение сотен измерений (частей изображений) позволяет станку выучить, как выглядит правильная форма или аномалия, при посредстве функции оптимизации каждого признака. После того, как классификатор обучен обнаружению аномалии, он может быть дополнительно обучен идентификации предварительно обнаруженных условий наплавления, которые приводят к аномалии (в пределах некоторого уровня статистической достоверности), и затем применению данной информации к условиям на месте, приводящим к аномалиям до того, как они фактически случаются, и упреждающего вмешательства в технологический процесс аддитивного производства, чтобы исключить аномалию. Данная возможность итерационной коррекции важна для того, что вносить поправки без прерывания технологического процесса, до наплавления многочисленных слоев с дефектами.

[0065] Для нелинейных гипотетических моделей, связанных с машинным обучением, можно использовать нейронные сети. Например, нейронные сети используют ряд признаков, которые принимают входные условия и подбирают модели, чтобы правильно прогнозировать выходные условия с использованием скрытого уровня для выработки весовых коэффициентов. Алгоритмы прямого распространения обеспечивают прогностическую возможность, и алгоритмы обратного распространения используются для обнаружения схемы взвешивания, полученной системой путем обучения. Скрытый уровень дает возможность получить выполнимые решения, когда число признаков велико (как в видеоданных), или взаимодействия являются сложными, или в обоих случаях.

[0066] Способ 400 включает в себя также этап 440 виртуального контроля цифрового представления фактически изготовленной конструкции (называемой также в настоящей заявке «цифровым двойником»). Обычно этап виртуального контроля цифрового двойника 440 выполняется после окончания послойного наплавления материала для изготовления конструкции изготавливаемого объекта. Цифровой двойник может быть проанализирован с использованием различных методов компьютерного расчета конструкций и моделирования, например, анализа методом конечных элементов, чтобы исследовать расчет конструкций, теплоотдачу, поток текучей среды и характеристики массопереноса. Кроме того, в цифровом двойнике можно легко получить доступ к, просматривать и анализировать внутренние и труднодоступные признаки в фактически изготовленной конструкции. Это обеспечивает полный 360-градусный контроль, а также возможность проверки «изнутри-наружу». Так как цифровой двойник воспроизводит реальную, фактически изготовленную конструкцию, то результаты такого анализа на цифровом двойнике сильно скоррелированы с реальной, фактически изготовленной конструкцией. По существу, достоверность в фактически изготовленном изделии (для искомого параметра, например, прочности) можно статистически оценить на основании результатов испытаний на цифровом двойнике.

[0067] В противоположность множеству способов обеспечения качества до, во время и после изготовления, при обычном производстве, которые часто являются разрушающими методами и/или имеют ограниченные возможности контроля, организация оценки качества во время изготовления цельной и единой конструкции для ядерных реакторов деления и реакторных пространств с топливной загрузкой, раскрытых в настоящей заявке, не только нейтрализует трудность проверки сложного изделия после изготовления, но также делает ее необязательной с помощью более прямой гарантии качества, обеспечиваемой посредством контроля методом оценки изнутри-наружу с высоким послойным разрешением (как минимум), с построением регрессии в зависимости от входных данных контроля технологического процесса по каждому аддитивно изготовленному слою.

[0068] Кроме того, виртуальный контроль может выполняться с помощью модели, построенной на фактически изготовленных данных, аналитически обрабатываемых по мере того, как они собираются в процессе изготовления, (например, «цифровом двойнике» физического, фактически изготовленного изделия). В сочетании со способностью прогнозирования установки, которая обучается последствиям аномалий для качества (с использованием записанных и оперативных данных), и способностью контролировать, интерпретировать и докладывать состояние (в сравнении с непрерывно обновляемыми исходными данными) конечного, фактически изготовленного изделия, способы аддитивного производства, раскрытые в настоящей заявке, устраняют дефекты до их возникновения, а также статистически оценивают уверенность в жизнеспособности фактически изготовленного изделия в целом по всему фактически изготовленному изделию, на основе состояния фактического изготовления, записываемого в процессе изготовления.

[0069] ПРИМЕР 1: Создание модели ядерного реактора деления с размерами 16 дюймов (40,6 см) в диаметре и 24 дюймов (61 см) в высоту. Реактор имеет 6 цилиндрических пространств, и его аксиальная высота была разделена на 20 равноотстоящих аксиальных уровней, с получением, в результате, 2520 отдельных каналов первого контура и 2520 отдельных дополнительных каналов для возможной загрузки топлива. Фиг. 3A показывает схему расположения конструктивных элементов на аксиальном уровне на виде сверху в перспективе. Примерные размеры для анализа конструкции включают в себя: (a) внешний периметр оболочки 102 равен 0,75 дюймов (1,9 см), (b) толщина стенок каналов первого контура равна 3 мм, и (c) толщина аксиально простирающихся колец и ребер равна 2 мм, но можно использовать и меньшие размеры, которые обеспечат возможность дополнительной загрузки топлива, или увеличенные размеры, которые обеспечивают прочность. Ниже приведены объемы для металлической оболочки, каналов первого контура и дополнительных каналов (металлический уран):

Объем металла оболочки	2258,9 куб. дюймов (37023 см³) (46,8% от объема активной зоны)
Объем каналов первого контура	1202,2 куб. дюймов (19704 см³) (24,9% от объема активной зоны)
Объем дополнительных каналов (объем топлива)	1364,3 куб. дюймов (22360 см³) (28,3% от объема активной зоны)

[0070] Рассчитана вместимость для урана в примере 1. В вышеописанной конфигурации 16×24 дюймов с суммарным объемом дополнительных каналов (объемом топлива) 1364,3 куб. дюймов (22360 см³), для U235 возможен максимальный вес 187 фунтов (84,8 кг), при заполнении всех дополнительных каналов ураном U235 с 20% обогащением. Однако в каждой камере обеспечена полость, предусматривающая объем 10% для выделяющегося газа. Это приводит к максимальному весу 149,6 фунтов (67,85 кг) урана U235 с 20% обогащением. Хотя это намного больше, чем требуется для критичности, данная избыточная вместимость допускает настройку обогащения как в радиальном, так и в аксиальном направлениях для оптимизации эффективности топливного цикла и продолжительности цикла.

[0071] Размер каналов первого контура произвольно выбран равным 18 мм в диаметре, с 3-мм стенкой, чтобы обеспечить баланс между прочностью и площадью сечения. В результате, создано 127 отверстий с суммарной площадью сечения свыше 50 кв. дюймов (323 см²). Число отверстий и размер площади сечения допускает большое число возможных проточных каналов, замедляющих стержней, ячеек для регулирующих стержней, ячеек для стоп-стержней и контрольно-измерительной аппаратуры. Требуемые уровни мощности, варианты выбора текучих сред, материалы замедлителей, материал регулирующих стержней и уровни обогащения будут подгоняться под конкретное назначение для каждого отверстия.

[0072] Как показано на чертежах, каждый дополнительный канал с делящимся ядерным топливом, например, ураном, соединен с двумя половинами двух разных каналов первого контура. Поэтому, в том случае, если каждый второй канал первого контура предназначен для потока текучей среды, каждый дополнительный канал с топливом будет передавать тепло в соседний канал первого контура с целью теплоотвода. Кроме того, 60 местоположений каналов первого контура могут быть предназначены для нужд, не имеющих отношения к потоку, (для замедлителя, средств управления, стоп-стержней и контрольно-измерительного оборудования). Факторы конструкции заглушки труб также могут допускать передачу тепла в местоположения, не имеющие отношения к потоку, без использования всего 18-мм размера канала первого контура. Например, конструкции регулирующих стержней с ребристой формой могут обеспечивать регулирование реактивности и одновременно подходящий поток в канале первого контура.

[0073] Примерный реактор имеет преимущества в отношении радиального и аксиального распределения уровня обогащения. Так как каждый дополнительный канал с делящимся ядерным топливом не зависит от любого другого дополнительного канала с делящимся ядерным топливом, то и в радиальном, и в аксиальном направлении можно выбирать специальные уровни обогащения. Опыт показал, что это может повысить эффективность топливного цикла на целых 20% и уравновесить температуры оболочки. Теоретически, можно также обеспечить бесконечное число уровней обогащения урана путем аддитивного производства. Например, при использовании сочетания только проволоки из обедненного урана и проволоки из урана с 20% обогащением, возможно любое обогащение в диапазоне между данными двумя крайними значениями (напротив, при традиционной технологии, компании, занятые в области ядерной энергетики, обычно ограничиваются менее, чем 10 разными уровнями обогащения вследствие, например, сложности неаддитивного производства).

[0074] Примерный реактор является увеличиваемым и мастабируемым. Несмотря на изготовление модели реактора с размерами 16 на 24 дюймов, возможен любой размер реактора, превышающий 12 на 18 дюймов. Кроме того, если радиальная ширина камеры сохраняется с точностью до деталей в рамках данной конструкции, и при следовании вышеописанному принципу осевой симметрии шестого порядка, можно добавить любое число дополнительных аксиально простирающихся колец 140. В результате будет создаваться непрерывная высокосимметричная конфигурация с идентичными по размеру, всеми дополнительными каналами с делящимся ядерным топливом, независимо от размера реактора.

[0075] ПРИМЕР 2: Применение вычислительной платформы (именуемой в настоящей заявке вычислительной платформой для универсального инвертированного реактора или «UIRCP»), состоящей из программы ANSYS технического моделирования и программного обеспечения для трехмерного проектирования, компьютерной программы SolidWorks для автоматизированного проектирования и автоматизированной разработки на основе трехмерного моделирования и программы моделирования ядерных процессов для расчета характеристик транспорта частиц методом Монте-Карло («MCNP»), для решения задачи теоретической тепловой конфигурации конструкции универсального инвертированного реактора. Поскольку топливо и покрытие соприкасаются друг с другом в конструкции универсального инвертированного реактора, раскрытой в настоящей заявке, (смотри, например, фиг. 4 и относящееся к ней описание в настоящей заявке), то существует высокая вероятность повышения тепловых напряжений вследствие различия коэффициентов теплового расширения двух материалов, которые связаны с упомянутой границей раздела. Платформу UIRCP применили для решения данной проблемы, и обогащение топлива и геометрию реактора итерационно определили, чтобы усреднить радиальный температурный градиент. Следует отметить, что аксиальный температурный градиент и общая максимальная температура являются неизбежными из-за характера линейного теплообмена и не входили в обработку на основе UIRCP.

[0076] Комплекс MCNP применяли при обработке на основе UIRCP к моделируемой конструкции универсального инвертированного реактора, чтобы вычислить значение МэВ/г для каждого примыкающего тепловыделяющего элемента и проверить критичность. Во-первых, на основе пользовательских геометрических входных данных и входных данных по материалам следует составить массив входных данных. Другие пользовательские входные данные могут включать в себя материалы для охлаждения, топлива, покрытия и отражателя. Эта работа выполняется считыванием пользовательских входных данных, выводом геометрии в формате MCNP (геометрии в двоичной форме), разметкой каждого элемента требуемым материалом и настройкой нейтронных физических процессов. Затем массив входных данных обрабатывается, и пользователю предоставляется возможность просмотреть геометрию в данный момент с использованием функций программного обеспечения для визуализации комплекса MCNP. Выходной результат комплекса MCNP рассматривается для определения значения МэВ/г, соответствующего каждому тепловыделяющему элементу, преобразования в значение Вт/м³ и сохраняется в отдельном файле. Все данные этапы выполняются под управлением командного пакетного файла, который вызывает необходимые команды и подкоманды. Фиг. 10A представляет скриншот 500 начального пользовательского интерфейса, и фиг. 10B представляет скриншот 510 для просмотра геометрии в программе MCNPX.

[0077] Программа SolidWorks применялась при обработке на основе UIRCP для обновления трехмерной модели, полученной в системе автоматизированного проектирования (САПР), опорной геометрии реактора, исходя из пользовательских входных данных. Пользовательские входные данные были выбором базовой геометрии. Переменные, которые обновлялись пользователем, были геометрическими переменными: разнесение колец, число колец, толщина оболочки, внутренний диаметр и внешний диаметры проходов, число аксиальных сегментов и суммарная высота. Фиг. 11A и 11B представляют чертежи 600, 610 с геометрической конструкцией и размерами для геометрических переменных, использованных в данном примере. Следует отметить сходство между геометрической конструкцией на фиг. 11A-B и конструкцией реакторного пространства 108 на фиг. 3A-B.

[0078] При применении конструкции универсального инвертированного реактора в качестве базовой конструкции (например, конструкции, показанной и описанной в связи с фиг. 11A-B), трехмерные модели топлива, покрытия и проходов существуют априорно. Способ обработки на основе UIRCP вызывает пакетный файл, который открывает программу SolidWorks, выполняет подпрограммы, которые обновляют глобальные геометрические переменные, выполняет программу VBA (Visual Basic для приложений), чтобы устранить нежелательные геометрические характеристики, перестраивает конструкцию с новыми геометрическими параметрами и сохраняет модель Parasolid активной зоны с шестикратным уменьшением. Модель Parasolid 700 (смотри фиг. 12) является примером модель Parasolid активной зоны, полученной в процессе обработки. Следует отметить сходство между данной моделью Parasolid 700 активной зоны на фиг. 12 и конструкцией реакторного пространства 108 на фиг. 3A-B, включая оболочку, аксиальный цилиндр, множество аксиально простирающихся колец, множество аксиальных труб первого контура, множество каналов первого контура, множество ребер и множество дополнительных каналов. Обработка на основе UIRCP и моделирование в программе SolidWorks могут изменять и регулировать число колец, размер проходов, размер топлива, общий размер реактора и промежуточное покрытие, чтобы оптимизировать конструкцию универсального инвертированного реактора.

[0079] Модуль ANSYS был применен при обработке на основе UIRCP, чтобы решить термогидравлическую задачу, в которой топливо вырабатывает тепло, которое нагревает теплоноситель, протекающий по проходам. Можно применить средство вычислительной газодинамики (CFD), например, программу ANSYS FLUENT, и средство анализа конструкций, например, анализа методом конечных элементов (FEA) на основе программы ANSYS Mechanical. При применении программ ANSYS FLUENT и ANSYS Mechanical, вызывался журнал j_script, чтобы вставлять модель Parasolid активной зоны, например, модель Parasolid 700 активной зоны, полученную при обработке на основе UIRCP с применением программы SolidWorks. Затем программа ANSYS Mechanical открывалась для построения сетки конечных элементов модели Parasolid, с различением между сплошной и текучей средой. Создали скрипт для управления программой FLUENT; с вызовом запуска данного скрипта при открывании программы FLUENT. Скрипт включал в себя ссылку на пользовательские входные данные для материалов топлива, покрытия и теплоносителя, которые затем обновлялись на основании этих входных данных. Любые сопряжения сеточных моделей топлива и покрытия разделялись (что предотвращает ошибочные результаты, которые получались бы в ином случае, так как трехмерная сетка трактовала бы сопряжение как единую деталь). Впускные и выпускные отверстия для теплоносителя устанавливались соответственно скорости и температуре окружающего воздуха, введенных пользователем. Тепловыделяющим элементам задавалось подходящее внутреннее тепловыделение на основании выходных данных программы MCNP. Затем программа FLUENT выполняла термогидравлическое моделирование и формировала карту изотерм. Фиг. 13 является примером карты 800 изотерм, полученной в результате выполнения программы FLUENT, как кратко описано для вышеприведенных этапов.

[0080] Способ обработки на основе UIRCP связывал программы ANSYS, SolidWorks, MCNP в особый комплекс автоматизации с помощью программных средств, в котором отдельное программное обеспечение выполняет циклы для получения конечного результата, на основе установленного пользователем метода оптимизации. Операции сопряжения выполнялись посредством сохранения необходимой информации из выходного результата одной программы, которые ожидают, пока не вызываются в то время, когда автоматически выполняется другая программа. Например, программы SolidWorks и ANSYS обменивались данными в ходе трехмерного моделирования. После того, как программа SolidWorks выполняет обновление геометрии и сохраняет модель Parasolid, программа ANSYS вызывает данную модель Parasolid в качестве базовой геометрии для выполнения термогидравлического анализа. В другом примере программы MCNP и ANSYS обмениваются данными с использованием зависимости между уровнями обогащения топлива и радиальными температурными градиентами. В ходе первой итерации программа MCNP выполняет начальное моделирование нейтронно-физических процессов с использованием начального уровня обогащения топлива для всех тепловыделяющих элементов, и данный уровень отождествляется с внутренним тепловыделением (Вт/м³) на один тепловыделяющий элемент. Значения внутреннего тепловыделения сохраняются и ожидают вызова программой ANSYS. Когда программа ANSYS выполняет термогидравлическое моделирование, она сохраняет радиальный тепловой профиль. Тепловой профиль сообщает программе MCNP о том, какими будут уровни обогащения на следующей итерации, чтобы двигаться к нулевому наклону радиального температурного градиента (если данный метод является установленным методом оптимизации). Данный процесс повторяется, пока не достигается приемлемый уровень температурного градиента. Данный процесс работает как главный итерационный цикл для способа обработки на основе UIRCP.

[0081] Пример 3: Исследование нейтронно-физических характеристик примерного варианта осуществления ядерного реактора 100 деления. Исследуемый ядерный реактор 100 деления использовал низкообогащенный уран (LEU) с 19,75 масс.% содержанием U-235. Ядерный реактор деления содержал 10 топливных колец, расположенных внутри реакторного пространства внутри оболочки. Диаметр активной зоны составлял 434,7 мм, и высота активной зоны составляла 800 мм. Активную зону окружал бериллиевый отражатель толщиной 15 см. Нейтронно-физические характеристики моделировались с использованием версии 6 программы моделирования ядерных процессов для расчета характеристик транспорта частиц методом Монте-Карло («MCNP6»). Установлено, что работа на установившемся режиме (эффективный коэффициент размножения нейтронов k-eff=1,0) потребует последовательности манипулирования регулирующими стержнями на протяжении всего срока функционирования активной зоны. Фиг. 14A и 14B представляют пиковые профили мощности для активной зоны, полученные в программе MCNP6 моделирования ядерных процессов, когда регулирующие стержни выводят из активной зоны. Профиль 900 на фиг. 14A представляет мощность (нормированную по среднему значению) в виде функции высоты активной зоны (в метрах сверху-вниз) и имеет коэффициент неравномерности (все регулирующие стержни полностью выдвинуты) 1,49, место максимума в аксиальном направлении на уровне 0,39 м, и эффективный коэффициент размножения нейтронов (k-eff), равный 1,06375±0,00036 (регулирующие стержни полностью выдвинуты). Профиль 910 на фиг. 14B представляет мощность (нормированную по среднему значению) в виде функции радиального расстояния (в метрах) и имеет коэффициент неравномерности (все регулирующие стержни полностью выдвинуты) 1,12, место максимума в радиальном направлении на расстоянии 0,0186 м, и k-eff, равный 1,06375±0,00036 (регулирующие стержни полностью выдвинуты). Фиг. 14C представляет профиль 920 нейтронного потока (нормированного по суммарному потоку) в виде функции энергии нейтронов (МэВ), имеющего k-eff, равный 1,06375±0,00036 (все регулирующие стержни полностью выдвинуты). С целью останова k-eff для моделируемого реактора с полностью вставленными регулирующими стержнями составлял 0,94211±0,00034.

[0082] Вышеописанные платформа UIRCP и способ обработки на ее основе предоставляют инженерам возможность гибко изменять тип реактора, материалы и базовую геометрию. Конечным результатом является конструкция реактора, которая может быть изготовлена с использованием методов аддитивного производства и дает инженерам средство для применения в области энергетики. Кроме того, конкретные конструктивные элементы раскрытого ядерного реактора деления можно оптимизировать с помощью специализированных стандартных программ при обработке на основе UIRCP. Например, в дополнение к вышеописанной оптимизации уровней обогащения, обработку на основе UIRCP можно применять для оптимизации: (a) размера проходов, на основании одного или более из коэффициента теплопередачи вещества теплоносителя, радиального температурного градиента и аксиального температурного градиента; (b) ширины колец, например, на основании температурного градиента; и (c) толщины покрытия, например, на основании радиальных тепловых напряжений.

[0083] Кроме того, платформу UIRCP и способ обработки на ее основе, описанные в настоящей заявке, можно эффективно применять к новым конструкциям реакторов. Перед инженерами поставлена задача проверки критичности, термогидравлических характеристик и технических характеристик материалов. Данная первоначальная разработка и оценка проекта может занять несколько месяцев (до года) и стоит миллионы, чтобы получить первый ответ, касающийся жизнеспособности новой конструкции реактора. Однако, платформа UIRCP и способ обработки на ее основе, описанные в настоящей заявке, предоставляют сведения о термогидравлических, нейтронно-физических и геометрических характеристиках нового реактора через пару дней. В результате, можно предварительно определить пригодность конструкции реактора и оптимизировать данную конструкцию за меньшее время и с меньшими затратами по сравнению с современной практикой.

[0084] Ядерный реактор 100 деления, показанный на фиг. 2A, имеет базовые характеристики, включающие в себя выходную мощность 1 МВт тепловой энергии (+250 кВт электрической мощности), замедлитель из ZrH, гелиевое охлаждение, термодинамический цикл Брайтона и монолитность с осевой симметрией. Однако ядерный реактор 100 деления может быть больше или меньше, т.е., является масштабируемым и может иметь альтернативные характеристики, как раскрыто и описано в настоящей заявке.

[0085] Ядерные реакторы 100 деления, раскрытые в настоящей заявке, можно применять в подходящих областях, включая, но без ограничения, наземные источники энергии, удаленное или автономное энергоснабжение, космические энергоустановки, силовые установки космических аппаратов, производство изотопов, направленное энергетическое воздействие, промышленное энергоснабжение и опреснение воды.

[0086] Несмотря на общее описание в настоящей заявке, приведенное в связи с водо-водяным ядерным реактором (PWR-реакторами) и с водой в качестве в качестве теплоносителя первого контура, конструкции и способы, раскрытые в настоящей заявке, применимы также к реакторам других систем, включая ядерные реакторы с кипящей водой (BWR-реакторы), ядерные реакторы с оксидом дейтерия (тяжелой водой) в качестве замедлителя, например, реакторы CANDU, легководные ядерные реакторы (LWR-реакторы), ядерные реакторы с засыпкой из шаровых тепловыделяющих элементов (PBR-реакторы), реакторы ядерных ракетных двигателей с использованием тепловой энергии (NTP-реакторы), как промышленные, так исследовательские ядерные реакторы, и используют другие теплоносители первого контура, такие как гелий, водород, метан, расплавы солей и жидкие металлы.

[0087] Несмотря на описание в настоящей заявке, приведенное в связи с методами аддитивного производства, для изготовления ядерного реактора деления и соответствующих ему конструкций можно применить методы субтрактивного производства, а также комбинацию методов аддитивного и субтрактивного производства. По существу, методы на месте и способы обеспечения качества на основе прогнозирования можно адаптировать для применения в таком субтрактивном производство/комбинации производственных сред. Примеры методов субтрактивного производства включают в себя станочную обработку, например, фрезерование и растачивание, детали до черновой получистой формы, с последующей чистовой обработкой, например, электроэрозионной обработкой (EDM). Можно применять другие способы субтрактивного производства, например, электроннолучевую обработку (EBM).

[0088] Несмотря на описание в связи с изготовлением универсального инвертированного реактора, показанного и описанного в настоящей заявке, способы аддитивного производства и способы обеспечения качества на основе прогнозирования, раскрытые в настоящей заявке, можно применять к производству с использованием других технологий, в том числе, в нефтехимической промышленности (например, для химических реакционных аппаратов), в аэрокосмической промышленности (например, для частей турбин, включая лопатки и корпуса турбин, и для частей ракет и ракетных двигателей, включая камеры сгорания, сопла, клапаны и трубопроводы для охлаждающей жидкости).

[0089] Хотя приведенные ссылки относятся к конкретным вариантам осуществления, следует понимать, что другими специалистами в данной области техники могут быть разработаны другие варианты осуществления и изменения, не выходящие за пределы существа и объема приведенных вариантов осуществления. Прилагаемую формулу изобретения следует интерпретировать как включающую в себя все такие варианты осуществления и эквивалентные изменения.

Claims

1. Ядерный реактор деления, содержащий:

оболочку, охватывающую реакторное пространство, имеющее продольную ось;

аксиальный цилиндр, имеющий внутреннюю диаметральную поверхность, ограничивающую центральный продольный канал, имеющий ось, которая совмещена с продольной осью реакторного пространства;

множество аксиально простирающихся колец, находящихся внутри реакторного пространства и расположенных концентрично относительно аксиального цилиндра, при этом упомянутое множество аксиально простирающихся колец радиально разнесены с образованием, для любых двух соседних аксиально простирающихся колец, радиально внутреннего соседнего кольца и радиально наружного соседнего кольца и причем внешняя диаметральная поверхность радиально внутреннего соседнего кольца и внутренняя диаметральная поверхность радиально наружного соседнего кольца ограничивают кольцевое цилиндрическое пространство;

первое множество аксиальных труб первого контура, расположенных по окружности внутри кольцевого цилиндрического пространства, причем каждая аксиальная труба первого контура включает в себя внутреннюю диаметральную поверхность, образующую канал первого контура, и внешнюю диаметральную поверхность;

множество ребер, причем внешняя диаметральная поверхность каждой из упомянутого множества аксиальных труб первого контура соединяется с радиально внутренним соседним кольцом посредством первого ребра и соединяется с радиально наружным соседним кольцом посредством второго ребра;

множество дополнительных каналов внутри цилиндрического пространства, причем соседние по окружности аксиальные трубы первого контура разделены одним из упомянутого множества дополнительных каналов; и

композицию делящегося ядерного топлива, расположенную в по меньшей мере некоторых из упомянутого множества дополнительных каналов.

2. Ядерный реактор деления по п. 1, причем композиция делящегося ядерного топлива, расположенная в по меньшей мере некоторых из упомянутого множества дополнительных каналов, образует набор элементов из делящегося ядерного топлива, которые являются идентичными по объему, по всему ядерному реактору деления.

3. Ядерный реактор деления по п. 1 или 2, причем отношение площади радиального сечения каналов первого контура к площади радиального сечения дополнительных каналов является постоянным по всему ядерному реактору деления.

4. Ядерный реактор деления по любому из пп. 1-3, причем внутренние поверхности дополнительного канала включают в себя участки внешней диаметральной поверхности соседних по окружности аксиальных труб первого контура, поверхностей первого ребра и второго ребра, связанных с каждой из соседних по окружности аксиальных труб первого контура, и участки внешней диаметральной поверхности радиально внутреннего соседнего кольца и участки внутренней диаметральной поверхности радиально наружного соседнего кольца.

5. Ядерный реактор деления по п. 4, причем композиция делящегося ядерного топлива находится в теплопередающем контакте с внутренними поверхностями дополнительного канала.

6. Ядерный реактор деления по одному из пп. 1-5, причем по каналу первого контура каждой из соседних по окружности аксиальных труб первого контура, разделенных одним из упомянутого множества дополнительных каналов, которые содержат композицию делящегося ядерного топлива, может протекать теплоноситель первого контура.

7. Ядерный реактор деления по п. 1, причем соседние по окружности аксиальные трубы первого контура бесконтактно распределены внутри кольцевого цилиндрического пространства.

8. Ядерный реактор деления по одному из пп. 1-7, содержащий второе множество аксиальных труб первого контура, расположенных по окружности между внутренней диаметральной поверхностью радиально самого внутреннего, аксиально простирающегося кольца и внешней диаметральной поверхностью аксиального цилиндра, при этом внешняя диаметральная поверхность каждой из упомянутого второго множества аксиальных труб первого контура соединяется с внешней диаметральной поверхностью аксиального цилиндра посредством первого ребра и соединяется с радиально самым внутренним, аксиально простирающимся кольцом посредством второго ребра.

9. Ядерный реактор деления по одному из пп. 1-8, содержащий третье множество аксиальных труб первого контура, расположенных по окружности между внутренней диаметральной поверхностью оболочки и внешней диаметральной поверхностью радиально самого внешнего, аксиально простирающегося кольца, при этом внешняя диаметральная поверхность каждой из упомянутого третьего множества аксиальных труб первого контура соединяется с внешней диаметральной поверхностью радиально самого внешнего, аксиально простирающегося кольца посредством первого ребра и соединяется с внутренней диаметральной поверхностью оболочки посредством второго ребра.

10. Ядерный реактор деления по одному из пп. 1-9, причем оболочка, аксиальный цилиндр, упомянутое множество аксиально простирающихся колец, упомянутое множество аксиальных труб первого контура и упомянутое множество ребер составляют цельную, единую конструкцию.

11. Ядерный реактор деления по одному из пп. 1-10, причем оболочка, аксиальный цилиндр, упомянутое множество аксиально простирающихся колец, упомянутое множество аксиальных труб первого контура и упомянутое множество ребер выполнены из металлического сплава.

12. Ядерный реактор деления по одному из пп. 1-11, содержащий отражатель вокруг внешней диаметральной поверхности оболочки.

13. Ядерный реактор деления по одному из пп. 1-12, содержащий по меньшей мере один из замедлителя, регулирующего стержня и научного прибора, расположенный в одном или более каналов первого контура.

14. Ядерный реактор деления по одному из пп. 1-13, причем упомянутое первое множество аксиальных труб первого контура в каждом из цилиндрических пространств обладает осевой симметрией шестого порядка относительно продольной оси реакторного пространства.

15. Ядерный реактор деления по одному из пп. 1-14, причем один или более из центрального продольного канала аксиального цилиндра и канала первого контура одной или более аксиальных труб первого контура являются доступными с внешней поверхности ядерного реактора деления.

16. Ядерный реактор деления по одному из пп. 1-15, причем аксиальная труба первого контура имеет продольную ось, которая параллельна оси реактора.

17. Ядерный реактор деления по п. 16, причем внутренняя диаметральная поверхность аксиальных труб первого контура, образующая канал первого контура, изменяется в зависимости от аксиального положения относительно продольной оси аксиальной трубы первого контура.

18. Ядерный реактор деления по одному из пп. 1-15, причем аксиальные трубы первого контура разделены на камеры.

19. Ядерный реактор деления по одному из пп. 1-18, причем сечение дополнительного канала, перпендикулярное продольной оси, имеет форму сечения однополостного гиперболоида по одной плоскости.