Ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания

Ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания

Иллюстрации

Показать все

Реферат

ПРЕДПОСЫЛКИ

Эта заявка в целом касается управления ядерными реакциями и, в частности, относится к ядерному реактору деления на бегущей волне, тепловыделяющей сборке, а также к способу управления в ней глубиной выгорания.

Как известно, при работе ядерного реактора деления нейтроны известной энергии поглощаются нуклидами, имеющими высокую атомную массу. Получающееся составное ядро разделяется на продукты деления, которые включают два фрагмента деления с более низкой атомной массой, а также продукты распада. Нуклиды, которые известны, что они претерпевают такое деление под действием нейтронов всех энергий, включают уран-233, уран-235 и плутоний-239, которые являются расщепляющимися нуклидами. Например, тепловые нейтроны с кинетической энергией 0,0253 эВ (электронВольт) могут быть использован для деления ядер U-235. Торий-232 и уран-238, которые являются воспроизводящими нуклидами, не претерпевают вынужденного деления за исключением быстрых нейтронов, которые имеют кинетическую энергию не менее 1 МэВ (миллион электрон-вольт). Полная кинетическая энергия, выделяющаяся в каждом акте деления, составляет около 200 МэВ. Эта кинетическая энергия, в конечном счете, превращается в тепло.

Более того, процесс деления, который начинается с первоначальным источником нейтронов, высвобождает дополнительные нейтроны, а также преобразует кинетическую энергию в тепло. Это приводит к самоподдерживающейся цепной реакции, которая сопровождается непрерывным выделением энергии.

Пиротрон (Pyrotron) на бегущей волне для непрерывной работы раскрыт в патенте США №3093569, выданном 11 июня 1963 года на имя Ричарда Ф. Поста с соавторами и озаглавленном «Пиротрон на бегущей волне». Этот патент раскрывает реактор непрерывного действия или устройство для повышения энергии и плотности плазмы и проведения в нем ядерных реакций. Целью изобретения является использование Пиротрона с бегущими магнитными волнами для осуществления захвата, нагрева и рекуперации энергии заряженных частиц в отдельных локализованных областях, каждая из которых с течением временем движется по устройству. Тем не менее, этот патент, по всей видимости, не раскрывает ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющую сборку и способ управления в нем глубиной выгорания, как описано и заявлено в настоящем документе.

Патент США №3799839, выданный 6 марта 1974 года на имя Дэвида Л.Фишера с соавторами и озаглавленный «Управление реакционной способностью и распределением энергии ядерного реактора», раскрывает пространственное распределение, количество, плотность и конфигурацию поглотителей нейтронов для управления заданным количеством избыточной реактивности и для поддержания постоянного или стационарного распределения энергии в течение рабочего цикла активной зоны ядерного реактора. В соответствии с этим патентом объектом изобретения является использование расположения поглотителей нейтронов в активной зоне ядерного реактора, которое обеспечивает по существу стационарное распределение мощности в активной зоне в течение всего периода рабочего цикла. Кроме того, в соответствии с этим патентом другие цели достигаются в соответствии с изобретением путем определения согласованной мощности и сопутствующего распределения реактивности для рабочих циклов: путем определения результирующей избыточной локальной реактивности, а также путем использования пространственно распределенных поглотителей нейтронов в таких количестве, плотности и конфигурации, чтобы по существу соответствовать изменениям в избыточной локальной реактивности в течение всего периода рабочего цикла. Тем не менее, этот патент, по всей видимости, не раскрывает ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющую сборку и способ управления в ней глубиной выгорания, как описано и заявлено в настоящем документе.

Патент США №3489646, выданный 13 января 1970 года на имя Жана-Поля Ван Диву с соавторами и озаглавленный «Способ пульсации или модуляции ядерного реактора», относится к способу пульсации или модуляции работы ядерного реактора. Этот патент раскрывает модуляцию реактора путем периодического изменения плотности нейтронного потока. В соответствии с этим патентом работа ядерного реактора управляется путем перемещения одной или нескольких структур, содержащих по меньшей мере в некоторых местоположениях, некоторое количество нейтронно-активного вещества, в местоположение, расположенное за пределами зоны ядерного деления реактора, чтобы, тем самым, изменять в зависимости от скорости структуры нейтронный поток, исходящий из активной зоны реактора. Образцы нейтронно-активных материалов, которые, таким образом, изменяют реактивность реакторной системы извне, могут представлять собой генерирующий нейтроны и/или влияющий на нейтроны материал, такой как способный к ядерному делению материал, отражающий материал или иное влияющее на нейтроны вещество. Тем не менее, этот патент, по всей видимости, не раскрывает ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющую сборку и способ управления в ней глубиной выгорания, как описано и заявлено в настоящем документе.

Ни один из представленных выше документов предшествующего уровня техники не раскрывает ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющую сборку и способ управления в ней глубиной выгорания, как описано и заявлено в настоящем документе.

Следовательно, что действительно необходимо, так это ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания, как описано и заявлено в настоящем документе.

СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

В соответствии с одним аспектом настоящего изобретения предусмотрен способ управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока, включающий модуляцию нейтронного потока, излучаемого ядерным реактором деления на бегущей волне.

В соответствии с другим аспектом настоящего изобретения предлагается способ управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока, включающий модуляцию нейтронного потока, излучаемого ядерным реактором деления на бегущей волне, причем нейтронный поток определяет фронт горения.

В соответствии с другим аспектом настоящего изобретения предлагается ядерный реактор деления на бегущей волне, содержащий активную зону ядерного реактора и тепловыделяющую сборку ядерного реактора деления, расположенную в активной зоне реактора, причем тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления выполнена с возможностью достижения значения глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже.

В соответствии с дополнительным аспектом настоящего изобретения предлагается ядерный реактор деления на бегущей волне, содержащий активную зону ядерного реактора, способную создавать фронт горения; тепловыделяющую сборку ядерного реактора деления, расположенную в ядерном реакторе; влияющее на нейтроны вещество, расположенное в тепловыделяющей сборке ядерного реактора деления, а также систему управления, выполненную с возможностью управления расположением взаимодействующего с ядрами материала в ответ на параметр, связанный с фронтом горения.

В соответствии с еще одним аспектом настоящего изобретения предлагается ядерный реактор деления на бегущей волне, способный управлять глубиной выгорания, содержащий корпус реактора, тепловыделяющую сборку ядерного реактора деления, герметично расположенную в корпусе реактора, причем тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления содержит влияющий на нейтроны материал, расположенный по заданной схеме загрузки, а также съемный воспламенитель ядерного деления, выполненный с возможностью размещения в нейтронном сообщении с влияющим на нейтроны материалом, при этом воспламенитель ядерного деления выполнен с возможностью воспламенения фронта горения дефлаграционной волны, распространяющейся через влияющий на нейтроны материал.

Особенностью настоящего изобретения является то, что предусмотрен поглощающий нейтроны материал в виде управляющих стержней, отражатель, или излучающий нейтроны материал, или другой материал, поглотитель, который усиливает поглощение в местоположении относительно фронта горения дефлаграционной волны.

В дополнение к вышесказанному различные другие аспекты способа и/или устройства изложены и описаны далее в раскрытии изобретения, таком как текст (например, формула изобретения и/или подробное описание) и/или чертежи настоящей заявки.

Все вышесказанное является сущностью изобретения и, следовательно, может содержать упрощения, обобщения, включения и/или исключения подробностей; следовательно, специалисты в данной области техники должны понимать, что сущность изобретения носит исключительно иллюстративный характер и не предназначена быть в любом случае ограничивающей. В дополнение к описанным выше иллюстративным аспектам, вариантам выполнения и признакам дополнительные аспекты, варианты выполнения и признаки станут очевидны со ссылкой на чертежи и последующее подробное описание.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ

Несмотря на то что описание завершается формулой изобретения, более конкретно указывающей и отчетливо заявляющей предмет настоящего изобретения, следует понимать, что описание будет лучше понятно из нижеследующего подробного описания, взятого в совокупности с прилагаемыми чертежами. Кроме того, использование тех же самых символов на различных чертежах, как правило, указывает на аналогичные или идентичные элементы.

Фиг.1 представляет собой вид, частично сверху, конструкции ядерного реактора деления;

Фиг.2 представляет собой график, показывающий сечение как функцию энергии нейтронов;

Фиг.3 представляет собой график, показывающий сечение как функцию энергии нейтронов вместе с соотношениями этих сечений от энергии нейтронов;

Фиг.4 представляет собой вид, частично сверху, общего представления тепловыделяющей сборки ядерного реактора деления;

Фиг.5 представляет собой вид в частичном вертикальном сечении ядерного тепловыделяющего элемента;

Фиг.6 представляет собой вид в частичном вертикальном сечении управляющего стержня;

Фиг.7 представляет собой вид в частичном вертикальном сечении стержня отражателя;

Фиг.8 представляет собой вид в горизонтальном сечении первого варианта выполнения тепловыделяющей сборки, причем этот вид изображает два противоположно расположенных и симметричных дефлаграционных фронтов горения, инициированных воспламенителем, а также изображает первую схему загрузки топлива;

Фиг.9 представляет собой вид в горизонтальном сечении половины первого варианта выполнения тепловыделяющей сборки, причем этот вид изображает один из противоположно расположенных и симметричных дефлаграционных фронтов горения;

Фиг.10 представляет собой график, показывающий первую функцию управления, включающую процент вставления управляющего стержня, как функцию расстояния от воспламенителя, причем эта первая функция управления соответствует первой схеме загрузки топлива первого варианта выполнения тепловыделяющей сборки;

Фиг.11 представляет собой вид в горизонтальном сечении половины второго варианта выполнения тепловыделяющей сборки, причем этот вид изображает один из противоположно расположенных и симметричных дефлаграционных фронтов горения, а также показывает вторую схему загрузки топлива;

Фиг.12 представляет собой график, показывающий вторую функцию управления, включающую процент вставления управляющего стержня, как функцию расстояния от воспламенителя, причем эта вторая функция управления соответствует второй схеме загрузки топлива второго варианта выполнения тепловыделяющей сборки;

Фиг.13 представляет собой вид в горизонтальном сечении половины третьего варианта выполнения тепловыделяющей сборки, причем этот вид изображает один из противоположно расположенных и симметричных дефлаграционных фронтов горения, а также показывает третью схему загрузки топлива;

Фиг.14 представляет собой график, показывающий третью функцию управления, включающую процент вставления управляющего стержня, как функцию расстояния от воспламенителя, причем эта третья функция управления соответствует третьей схеме загрузки топлива третьего варианта выполнения тепловыделяющей сборки;

Фиг.15 представляет собой вид в горизонтальном сечении половины четвертого варианта выполнения тепловыделяющей сборки, причем этот вид изображает один из противоположно расположенных и симметричных дефлаграционных фронтов горения, а также показывает четвертую схему загрузки топлива;

Фиг.16 представляет собой график, показывающий четвертую функцию управления, включающую процент вставления управляющего стержня, как функцию расстояния от воспламенителя, причем эта четвертая функция управления соответствует четвертой схеме загрузки топлива четвертого варианта выполнения тепловыделяющей сборки;

Фиг.17 представляет собой вид в горизонтальном сечении половины пятого варианта выполнения тепловыделяющей сборки, причем этот вид изображает один из противоположно расположенных и симметричных дефлаграционных фронтов горения, а также показывает пятую схему загрузки топлива;

Фиг.18 представляет собой график, показывающий пятую функцию управления, включающую процент вставления управляющего стержня, как функцию расстояния от воспламенителя, причем эта пятая функция управления соответствует пятой схеме загрузки топлива пятого варианта выполнения тепловыделяющей сборки;

Фиг.19 представляет собой вид в горизонтальном сечении половины шестого варианта выполнения тепловыделяющей сборки, причем этот вид изображает один из противоположно расположенных и симметричных дефлаграционных фронтов горения, а также показывает шестую схему загрузки топлива;

Фиг.20 представляет собой график, показывающий шестую функцию управления, включающую процент вставления управляющего стержня, как функцию расстояния от воспламенителя, причем эта шестая функция управления соответствует шестой схеме загрузки топлива шестого варианта выполнения тепловыделяющей сборки;

Фиг.21 представляет собой вид в горизонтальном сечении половины седьмого варианта выполнения тепловыделяющей сборки, причем этот вид изображает один из противоположно расположенных и симметричных дефлаграционных фронтов горения, а также показывает седьмую схему загрузки топлива;

Фиг.22 представляет собой график, показывающий седьмую функцию управления, включающую процент вставления управляющего стержня, как функцию расстояния от воспламенителя, причем эта седьмая функция управления соответствует седьмой схеме загрузки топлива седьмого варианта выполнения тепловыделяющей сборки;

Фиг.23 представляет собой график, иллюстрирующий линейную зависимость между скоростью дефлаграционного фронта горения и обратного процента глубины выгорания как функцию степени функции управления волной;

Фиг.23 представляет собой график, показывающий иллюстративное пространственное распределение нейтронного потока, включающее нейтронный поток, как функцию расстояния от воспламенителя, причем пространственное распределение является указателем на фронт горения в соответствии с иллюстративной функцией управления;

Фиг.23В представляет собой график, иллюстрирующий функцию управления, соответствующую пространственному распределению, показанному на Фиг.23А, причем этот график включает процент вставления управляющего стержня как функцию расстояния от воспламенителя;

Фиг.23С представляет собой график, показывающий иллюстративное пространственное распределение нейтронного потока, включающее нейтронный поток, как функцию расстояния от воспламенителя, причем пространственное распределение является указателем на фронт горения в соответствии с иллюстративной функцией управления;

Фиг.23D представляет собой график, иллюстрирующий функцию управления, соответствующую пространственному распределению, показанному на Фиг.23С, причем этот график включает процент вставления управляющего стержня как функцию расстояния от воспламенителя;

Фиг.23Е представляет собой график, показывающий иллюстративное пространственное распределение нейтронного потока, включающее нейтронный поток, как функцию расстояния от воспламенителя, причем пространственное распределение является указателем на фронт горения;

Фиг.23F представляет собой график, иллюстрирующий функцию управления, соответствующую пространственному распределению, показанному на Фиг.23Е, причем этот график включает процент вставления управляющего стержня как функцию расстояния от воспламенителя; и

Фиг.24-65 представляют собой блок-схемы иллюстративных способов управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения нейтронного потока.

ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

В последующем подробном описании ссылки сделаны на прилагаемые чертежи, которые составляют часть настоящего описания. На чертежах подобные символы обычно означают схожие элементы, если контекст не диктует иное. Иллюстративные варианты выполнения, описанные в подробном описании, показанные на чертежах и заявленные в формуле изобретения, не предназначены быть ограничивающим. Могут быть использованы другие варианты выполнения и могут быть сделаны другие изменения, не отступая от сущности или объема представленного здесь предмета изобретения.

Кроме того, настоящая заявка использует формальные заголовки для ясности изложения. Тем не менее, следует понимать, что заголовки представлены для презентационных целей, а также что различные типы предмета изобретения могут быть обсуждены в рамках всей заявки (например, устройств(а)/структур(ы) могут быть описаны в заголовке(ах) процесса(ов)/операций, и/или процесс(ы)/операции могут быть обсуждены в рамках заголовка структур(ы)/процесса(ов); и/или описания одной темы могут охватывать два или большее количество заголовков тем). Таким образом, использование формальных заголовков не предназначено быть ни в коей мере ограничивающим.

Кроме того, описанный здесь предмет изобретения иногда иллюстрирует различные элементы, содержащиеся внутри этого предмета изобретения, или в сочетании с различными другими элементами. Следует понимать, что такая изображенная архитектура является лишь иллюстративной и что на самом деле может быть реализовано большое количество других архитектур, которые достигают той же функциональности. В концептуальном смысле любое местоположение элементов для достижения той же функциональности эффективно «связано» так, что достигается нужная функциональность. Следовательно, любые два элементов, объединенные здесь для достижения конкретной функциональности, можно рассматривать как «связанные с» друг другом так, что нужная функциональность достигается независимо от архитектуры или промежуточных элементов. Кроме того, любой из двух так объединенных элементов также можно рассматривать как «функционально соединенные» или «функционально связанные» друг с другом для достижения требуемой функциональности, причем любые два элемента, которые могут быть соединены таким образом, можно также рассматривать как «функционально соединенные» друг с другом для достижения требуемой функциональности. Конкретные примеры функционально соединенных элементов включают, но не ограничиваются этим, физически сопрягаемые и/или физически взаимодействующие элементы, и/или выполненные с возможностью взаимодействия беспроводным образом, и/или взаимодействующие беспроводным образом элементы, и/или логически взаимодействующие, и/или выполненные с возможностью логического взаимодействия элементы.

В некоторых случаях один или большее количество элементов могут быть указаны в настоящем документе как «выполненные с возможностью», «приспособленные/выполненные с возможностью адаптации», «способные», «выполненные с возможностью соответствия/соответствующие» и т.д. Специалистам в данной области техники следует понимать что «выполненный с возможностью» может, как правило, относится к элементам в активном состоянии и/или к элементам в неактивном состоянии, и/или к элементам в режиме ожидания, если контекст не требует иного.

Некоторые цели в отношении различных вариантов выполнения, описанных в настоящем документе, даны в виде обзора, но не должны толковаться как ограничивающие. Кроме того, некоторые из вариантов выполнения, описанных в настоящем документе, отражают достижение всех целей, обсуждаемых ниже. С другой стороны, некоторые другие варианты выполнения, описанные в настоящем документе, отражают достижение выбранных целей, а не удовлетворяют всем целям, рассмотрены ниже. Части приведенного далее обсуждения включают в себя информацию, взятую из документа под названием «Полностью автоматизированные ядерные энергетические реакторы для длительной работы: III. Создание технологии для крупномасштабной, с низким риском и доступной ядерной электроэнергии», авторы Эдвард Теллер, Мюриэль Исикава, Лоуэлл Вуд, Родерик Хайд и Джон Нукколс, представленного в июле 2003 года на конференции Института Глобальных Изменений в Аспене, см. публикацию Ливерморской Национальной Лаборатории Калифорнийского университета № CRL-JRNL-122708 (2003). (Этот документ был подготовлен для публикации в журнале Energy, The International Journal, 30 ноября 2003 года, все содержимое которого приведено в настоящем документе посредством ссылки).

Как уже упоминалось ранее, для каждого нейтрона, который поглощен в делящемся нуклиде, что приводит к акту деления ядра, более чем один нейтрон выделяется, пока делящееся ядро не станет обедненным. Это явление используется в коммерческих ядерных реакторах для производства непрерывного тепла, которое, в свою очередь, благотворно используется для выработки электроэнергии.

Однако важным фактором в конструкции реактора и его работы являются тепловые повреждения в конструкционных материалах реактора, вызванных «пиковой» температуры (то есть коэффициент неравномерности нейтронного потока топливного канала максимальной мощности), что происходит, вызванных комбинации неравномерного нейтронного потока, потока охлаждающей текучей среды, состава топлива и распределения мощности в реакторе. Тепловое повреждение происходит, если пиковая температура превышает пределы материала. Это может произойти вне зависимости от степени глубины выгорания (т.е. совокупного количества энергии, вырабатываемого на единицу массы топлива), которое обычно выражается в единицах мегаватт-дней на метрическую тонну топлива из тяжелого топлива (МВт-день/Мтонна тяж. мет.) или гигаватт-дней на метрическую тонну тяжелого топлива металла (ГВт-день/Мтонна тяж. мет). «Изменение реактивности» (т.е. изменение в отклике реактора) может быть получено из-за выгорания топлива. В частности, «изменение реактивности» связано с относительной способностью реактора создавать больше или меньше нейтронов, чем точное их количество, необходимое для поддержания критической цепной реакции. Отклик реактора, как правило, характеризуется производной по времени от изменения реактивности, вызывая увеличение или уменьшение реактором мощности в геометрической прогрессии, причем постоянная времени известна как период реактора. В этом отношении управляющие стержни, изготовленные из поглощающего нейтроны материала, обычно используются для настройки и управления изменением реактивности реактора и его откликом. Такие управляющие стержни перемещаются взад и вперед из активной зоны реактора и в нее для изменяемого управления поглощением нейтронов и, следовательно, уровнем нейтронного потока и реактивностью в активной зоне. Уровень нейтронного потока подавлен в непосредственной близости от управляющего стержня и потенциально выше в областях, удаленных от управляющего стержня. Таким образом, нейтронный поток не является равномерным по всей активной зоне реактора. Это приводит к увеличению глубины выгорания топлива в областях с большим значением потока. Кроме того, специалист в области атомной энергетики должен понимать, что вариации потока и плотности мощности обусловлены многими факторами. Близость к управляющему стержню может или не может быть главным фактором. Например, поток обычно существенно падает на границах активной зоны без каких-либо расположенных поблизости управляющих стержней. Эти эффекты, в свою очередь, могут привести к перегреву или высоким температурам в тех областях с большим значением потока. Такие пиковые температуры могут нежелательным образом снижать срок эксплуатации конструкций, подверженных таким пиковым температурам, путем изменения механических свойств конструкций. Кроме того, плотность мощности реактора, которая пропорциональна произведению нейтронного потока и концентрации делящегося топлива, ограничена способностью конструкционных материалов активной зоны выдерживать такие высокие температуры без повреждений. Поэтому желательно избегать структурных повреждений, вызванных высоких температур, вызванных высоким выгоранием топлива.

Еще одним важным фактором в конструкции реактора и его работе является радиационное повреждение конструкционных материалов, содержащихся в активной зоне ядерного реактора, вызванных большой глубины выгорания топлива. Такое радиационное повреждение может быть выражено в терминах смещений на атом (DPA), которое содержит информацию об отклике материала (т.е. смещенных атомов), а также флюенса быстрых нейтронов, действию которого был подвержен материал. DPA пропорционально глубине выгорания и представляет собой расчетную, типичную величину радиационного повреждения, в которую включены не только доза и тип облучения, но также и степень отклика материала на облучение. В этой связи некоторые конструкционные материалы, используемые в конструкциях активной зоны реактора, могут охрупчиваться под воздействием нейтронов, испускаемых при процессе ядерного деления. Желательно поддерживать такое радиационное повреждение для конструкционных материалов реактора в известных пределах, чтобы обеспечить структурную целостность и безопасную работу реактора.

Поэтому со ссылкой на Фиг.1 исключительно посредством примера, а не посредством ограничений показано устройство ядерного реактора деления, в целом обозначенное номером позиции 10, для решения указанных выше проблем. Устройство 10 ядерного реактора деления вырабатывает электроэнергию, которая должна быть передана по большому количеству линий электропередачи (не показаны). Устройство 10 реактора, в качестве альтернативы может быть использован для проведения экспериментов, чтобы определить последствия воздействия нейтронного потока на материалы реактора.

Со ссылкой снова на Фиг.1, устройство 10 реактора содержит ядерный реактор деления, в целом обозначенный номером позиции 20, который содержит большое количество типичных тепловыделяющих сборок ядерного реактора деления, в целом обозначенные номером позиции 30 (только один из которых показан), расположенных внутри корпуса 40 реактора, который, в свою очередь, может быть встроен в конструкции защитной оболочки (не показана). Исключительно посредством иллюстрации, и не посредством ограничений, иллюстративные варианты выполнения типичной тепловыделяющей сборки 30 раскрыты ниже. Типичная тепловыделяющая сборка 30 может быть окружена мультипликатором нейтронов или отражающим материалом (не показан) и радиационной защитой (также не показана). В этом случае отражающий нейтроны материал снижает утечку нейтронов из тепловыделяющей сборки 30. Дополнительная функция отражающего материала заключается в существенном сокращении флюенса быстрых нейтронов со стороны наружных частей тепловыделяющей сборки 30, таких как радиационная защита, конструктивные опоры и конструкция защитной оболочки. Это также влияет на производительность типичной тепловыделяющей сборки 30 таким образом, чтобы повысить эффективность размножения и удельную мощность в самой наружной части типичной тепловыделяющей сборки 30. Радиационная защита, с другой стороны, еще больше защищает биосферу от случайных выбросов радиации из типичной тепловыделяющей сборки 30.

Со ссылкой снова на Фиг.1, первичный контур 50 охлаждающей текучей среды переносит тепло от типичной тепловыделяющей сборки 30 к вырабатывающему пар теплообменнику 60. Первичный контур 50 может быть изготовлен из любого подходящего материала, такого как нержавеющая сталь. Таким образом, при желании первичный контур 50 может быть изготовлен из сплавов черных металлов, сплавов цветных металлов, сплавов на основе циркония или других конструкционных материалов и композитов. Охлаждающая текучая среда, переносимая первичным контуром 50, может представлять собой благородный газ или смесь этих газов. В качестве альтернативы охлаждающая текучая среда может представлять собой другую текучую среду, такую как вода (Н₂О), или газообразный или сверхкритический диоксид углерода (СО₂). В качестве другого примера, охлаждающая текучая среда может представлять собой жидкий металл, такой как натрий (Na) или свинец (Pb) или сплавы, такие как свинец-висмут (Pb-Bi). Кроме того, охлаждающая текучая среда может представлять собой охлаждающую текучую среду на органической основе, такую как поливинил или фторуглерод. Когда охлаждающая текучая среда, переносимая первичным контуром 50, проходит через вырабатывающий пар теплообменник 60, охлаждающая текучая среда отдает свое тепло рабочей текучей среде (не показана), находящейся в теплообменнике 60. Рабочая текучая среда будет испаряться в пар, когда рабочей текучей средой является вода. В этом случае пар проходит во вторичный контур 70, который изолирован от первичного контура 50 и соединен с турбиной-генератором 80а и 80b. Таким образом, теплообменник 60 передает тепло рабочей текучей среде в теплообменнике 60 и вторичному контуру 70 для получения пара, который предоставляется в качестве рабочей текучей среды для вращения турбины-генератора 80а и 80b. Турбина-генератор 80а и 80b вырабатывает электроэнергию, когда он вращается, таким образом, который хорошо понятен в области производства электроэнергии с помощью пара. Конденсатор 90 может быть соответствующим образом соединен с турбиной-генератором 80а и 80b для конденсации отработанного пара из турбины-генератора 80а и 80b из газовой фазы в жидкую фазу.

Со ссылкой снова на Фиг.1, насос 100 соединен с вторичным контуром 70 и находится в проточном сообщении с рабочей текучей средой, переносимой вторичным контуром 70 для перекачки сжиженной рабочей текучей среды из конденсатора 90 в теплообменник 60. Кроме того, насос 110 соединен с первичным контуром 50 и находится в проточном сообщении с охлаждающей текучей средой реактора, переносимой первичным контуром 50 для перекачки охлаждающей текучей среды реактора через первичный контур 50. Первичный контур 50 переносит охлаждающую текучую среду реактора из типичной тепловыделяющей сборки 30 в теплообменник 60. Кроме того, первичный контур 50 переносит охлаждающую текучую среду из теплообменника 60 в корпус 40 реактора. Насос 110 циркулирует охлаждающую текучую среду реактора через первичный контур 50, в том числе через типичную тепловыделяющую сборку 30 и теплообменник 60 для удаления тепла, создаваемого тепловыделяющей сборкой 30 во время работы реактора, или удаления остаточного тепла распада, когда реактор 20 не работает. Удаление тепла из типичной тепловыделяющей сборки 30 снижает риск того, что типичная тепловыделяющая сборка 30 может перегреться, что является весьма нежелательным.

Со ссылкой теперь на Фиг.2 и 3, типичная тепловыделяющая сборка 30 соответствующим образом использует спектр быстрых нейтронов, потому что высокое сечение поглощения продуктов деления от эпитермальных до тепловых нейтронов не допускает использование более чем небольшого количества тория или более обильного изотопа урана U²³⁸, в вариантах выполнения с урановым топливом, вызванных поглощением нейтронов продуктами деления.

Как лучше всего видно на Фиг.2, сечения для доминирующих управляемых нейтронами ядерных реакций, представляющих интерес для вариантов выполнения с Th²³²-топливом, приведены на графике в диапазоне энергий нейтронов от 10^-3 до 10⁷ эВ. Видно, что потери на радиационный захват на продуктах деления ядра доминируют над балансом нейтронов на околотепловых (около 0,1 эВ) энергиях, но сравнительно незначительно выше области захвата резонанса (приблизительно от 3 до 300 эВ). Таким образом, работая со спектром быстрых нейтронов, попытка реализовать размножитель из воспроизводящего в расщепляющийся материал с высоким коэффициентом усиления может помочь исключить потери нейтронов на продуктах деления, которые нарастают в активной зоне во время работы реактора. Показанное сечение радиационного захвата для продуктов деления относится к ядрам с промежуточным значением Z, возникающим в результате деления, инициированного быстрыми нейтронами, которые претерпели последующий бета-распад в незначительной степени. Те ядра, что находятся в центральных частях волн горения вариантов выполнения типичной тепловыделяющей сборки 30, будут претерпевать некоторый распад и, следовательно, будут иметь несколько большую авидность нейтронов. Тем не менее параметрические исследования показали, что результаты сгорания топлива в активной зоне могут быть нечувствительными к точной величине такого распада.

На Фиг.3 показаны сечения для представляющих особый интерес доминирующих возбуждаемых нейтронами ядерных реакций для вариантов выполнения с Th²³² топливом, причем сечения приведены для наиболее интересных частей диапазона энергий нейтронов, между >10⁴ и <10^6,5 эВ, в верхней части Фиг.3. Нейтронный спектр вариантов выполнения типичной тепловыделяющей сборки 30 имеет максимум при области энергий нейтронов >10⁵ эВ. Нижняя часть Фиг.3 содержит информацию об отношении этих сечений как функции энергии нейтронов и сечения радиационного захвата нейтронов на Th²³², этап воспроизводства из воспроизводящего в расщепляющийся материал (когда получающийся Th²³² испытывает быстрый бета-распад в Ра²³³, который затем относительно медленно претерпевает бета-распад в U²³³; аналогично для цепочки бета-распада U²³⁹-Np²³⁹-Pu²³⁹ при захвате нейтрона ядром U²³⁸). Таким образом, видно, что потери при радиационном захвате на продукты деления сравнительно минимизированы для реактора с быстрым спектром.

Обратимся теперь к Фиг.4 и 5, на которых показана типичная тепловыделяющая сборка 30, содержащая расщепляющийся и/или воспроизводящий материал, которая может иметь форму большого количества удлиненных тепловыделяющих элементов 150 ядерных реакторов деления (только некоторые из них показаны), расположенных по определенной схеме загрузки топлива. Иллюстративные варианты выполнения типичной тепловыделяющей сборки 30 представлены ниже. Тепловыделяющие элементы 150 герметично содержатся в герметичном кожухе 155. Каждый тепловыделяющий элемент 150 имеет расположенное в нем ядерное топливо 160, причем ядерное топливо 160 герметично окружено оболочкой 170 тепловыделяющего элемента. Среднее значение глубины выгорания топлива для узла 30 ограничено материалом оболочки 170, который является наиболее соответствующим конструкционным материалом в тепловыделяющей сборке 30. Ядерное топливо 160 содержит в себя вышеупомянутый делящийся нуклид, такой как уран-235, уран-233 или плутоний-239. В качестве альтернативы ядерное топливо 160 может содержать воспроизводящие нуклиды, такие как торий-232 и/или уран-238, которые будут преобразованы во время процесса деления в делящиеся нуклиды, упомянутые непосредственно выше. Еще одна альтернатива заключается в том, что ядерное топливо 160 может содержать заданную смесь расщепляющихся и воспроизводящих нуклидов. Исключительно посредством примера, а не посредством ограничений, ядерное топливо