Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления, выполненная с возможностью управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления и тепла, высвобождаемого волной горения в ядерном реакторе деления на бегущей волне

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления, выполненная с возможностью управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления и тепла, высвобождаемого волной горения в ядерном реакторе деления на бегущей волне

Иллюстрации

Показать все

Реферат

ПРЕДПОСЫЛКИ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Это изобретение в целом относится к тепловыделяющим сборкам ядерного реактора и, более конкретно, относится к тепловыделяющей сборке ядерного реактора деления и системе, выполненным с возможностью управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления и тепла, выделяемого волной горения в ядерном реакторе деления на бегущей волне, и связанному с ними способу.

Известно, что в действующем ядерном реакторе деления нейтроны известной энергии захватываются нуклидами, имеющими высокую атомную массу. Полученное составное ядро делится на продукты ядерного деления, которые включают два фрагмента ядерного деления с более низкой атомной массой, а также продукты распада. Известные нуклиды, которые претерпевают такое ядерное деление под действием нейтронов всех энергий, включают Уран-233, Уран-235 и Плутоний-239, которые представляют собой делящиеся нуклиды. Например, тепловые нейтроны с кинетической энергией 0,0253 эВ (электронвольт) могут быть использованы для деления ядер Урана-235. Деления Тория-232 и Урана-238, которые являются воспроизводящими нуклидами, не претерпит вынужденного деления, за исключением случая быстрых нейтронов, которые имеют кинетическую энергию не менее 1 МэВ (миллион электронвольт). Полная кинетическая энергия, выделяющаяся в каждом акте деления, составляет около 200 МэВ. Эта кинетическая энергия, в конечном счете, превращается в тепло.

Более того, процесс ядерного 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 продолжающимся выделением тепла. Для каждого поглощенного нейтрона высвобождается более одного нейтрона, до тех пор, пока подверженное ядерному делению ядро не истощится. Это явление используется в коммерческих ядерных реакторах для непрерывного производства тепла, которое, в свою очередь, используется для выработки электроэнергии.

Делались попытки решить проблему накопления продуктов ядерного деления во время работы реактора. Патент США №4285891, выданный 25 августа 1981 на имя Лейна А. Брея с соавторами и озаглавленный «Способ удаления газообразных продуктов ядерного деления из облученного топлива» раскрывает способ удаления летучих продуктов ядерного деления из облученного топлива путем предварительного пропускания водородсодержащего инертного газа через топливо, которое нагревают до высокой температуры, по меньшей мере до 1000 градусов Цельсия, а затем пропускают чистый инертный газ через топливо, которое находится при повышенной температуре.

Другой подход раскрыт в патенте США №5268947, выданном 7 декабря 1993 на имя Бернарда Бастайда с соавторами и озаглавленном «Ядерные тепловыделяющие элементы, содержащие ловушку для продуктов ядерного деления на основе оксида». Этот патент раскрывает ядерный тепловыделяющий элемент, содержащий спеченные гранулы, который окружен металлической оболочкой и обеспечивает возможность захвата продуктов ядерного деления, отличающийся тем, что гранулы содержат или покрыты средством для захвата продуктов ядерного деления, или оболочка внутри покрыта средством для захвата продуктов ядерного деления. Продукты ядерного деления захватываются в ловушку, образуя с захватывающим агентом кислородсодержащие соединения, которые являются стабильными при высокой температуре.

СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

В соответствии с вариантом выполнения настоящего изобретения предложена тепловыделяющая сборка реактора ядерного деления, выполненная с возможностью управления удалением летучих продуктов ядерного деления, высвобождаемых волной горения в ядерном реакторе деления на бегущей волне, содержащая кожух, выполненный с возможностью вмещения пористой массы ядерного топлива, и подузел управления текучей средой, соединенный с кожухом и выполненный с возможностью управления удалением по меньшей мере части летучих продуктов ядерного деления из пористой массы ядерного топлива.

В соответствии с вариантом выполнения настоящего изобретения, предложена тепловыделяющая сборка реактора ядерного деления, выполненная с возможностью управления удалением летучих продуктов ядерного деления, высвобождаемых волной горения в тепловыделяющей сборке ядерного реактора деления, содержащая кожух, выполненный с возможностью вмещения теплогенерирующей массы ядерного топлива, которая ограничивает большое количество пор, содержащих летучие продукты ядерного деления, и подузел управления текучей средой, соединенный с кожухом и выполненный с возможностью управления удалением по меньшей мере части летучих продуктов ядерного деления из пор массы ядерного топлива для управления удалением по меньшей мере части тепла, выделяемого массой ядерного топлива.

В соответствии с вариантом выполнения настоящего изобретения предложена система для управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления, высвобождаемых при наличии волны горения в тепловыделяющей сборке ядерного реактора деления, содержащая кожух, выполненный с возможностью вмещения пористой массы ядерного топлива, ограничивающей большое количество пор, содержащих летучие продукты ядерного деления, и подузел управления текучей средой, соединенный с кожухом и предназначенный для управления удалением по меньшей мере части летучих продуктов ядерного деления из пористой массы ядерного топлива.

В соответствии с вариантом выполнения настоящего изобретения, предложена система для управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления высвобождаемых при наличии волны горения в тепловыделяющей сборке ядерного реактора деления, содержащая кожух, выполненный с возможностью вмещения теплогенерирующей массы ядерного топлива, которая ограничивает большое количество взаимосвязанных пор с открытыми ячейками, содержащих летучие продукты ядерного деления, и подузел управления текучей средой, соединенный с кожухом и предназначенный для управления удалением по меньшей мере части летучих продуктов ядерного деления из пор массы ядерного топлива и для управляемого удаления по меньшей мере части тепла, выделяемого массой ядерного топлива.

В соответствии с вариантом выполнения настоящего изобретения предложен способ сборки тепловыделяющей сборки ядерного реактора деления, выполненной с возможностью управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления, высвобождаемых волной горения в ядерном реакторе деления на бегущей волне, включающий использование кожуха, вмещающего пористую массу ядерного топлива, и присоединение узла управления текучей средой к кожуху для управления удалением по меньшей мере части летучих продуктов ядерного деления из пористой массы ядерного топлива в большом количестве местоположений, соответствующих волне горения ядерного реактора деления на бегущей волне, путем управления потоком текучей среды в большом количестве областей ядерного реактора деления на бегущей волне вблизи большого количества местоположений, соответствующих волны горения.

В соответствии с вариантом выполнения настоящего изобретения предложен способ сборки тепловыделяющей сборки ядерного реактора деления, выполненной с возможностью управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления, высвобождаемых волной горения в ядерном реакторе деления на бегущей волне, включающий использование кожуха, вмещающего теплогенерирующую массу ядерного топлива, которая ограничивает большое количество взаимосвязанных пор с открытыми ячейками, и присоединение узла управления текучей средой к кожуху для управления удалением по меньшей мере части летучих продуктов ядерного деления из пор массы ядерного топлива и для управления удалением по меньшей мере части тепла, выделяемого массой ядерного топлива в тех местоположениях, которые соответствуют волне горения ядерного реактора деления на бегущей волне, путем управления потоком текучей средой в тех областях ядерного реактора деления на бегущей волне, которые находятся вблизи местоположений, соответствующих волне горения.

В соответствии с вариантом выполнения настоящего изобретения предложен способ, включающий управление удалением летучих продуктов ядерного деления в большом количестве местоположений, соответствующих волне горения ядерного реактора деления на бегущей волне, и управление потоком текучей среды в большом количестве областей ядерного реактора деления, вблизи большого количества местоположений, соответствующих волне горения.

В соответствии с вариантом выполнения настоящего изобретения предложен способ работы тепловыделяющей сборки ядерного реактора деления, выполненной с возможностью управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления, высвобождаемых волной горения в ядерном реакторе деления на бегущей волне, включающий использование кожуха, вмещающего пористую массу ядерного топлива, содержащего летучие продукты ядерного деления, и использование узла управления текучей средой, соединенного с кожухом и предназначенного для управления удалением по меньшей мере части летучих продуктов ядерного деления из пористой массы ядерного топлива в большом количестве местоположений, соответствующих волне горения в ядерном реакторе деления на бегущей волне, путем управления потоком текучей среды в большом количестве областей ядерного реактора деления на бегущей волне вблизи большого количества местоположений, соответствующих волне горения.

В соответствии с вариантом выполнения настоящего изобретения предложен способ работы тепловыделяющей сборки ядерного реактора деления, выполненной с возможностью управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления, высвобождаемых волной горения в ядерном реакторе деления на бегущей волне, включающий использование кожуха, вмещающего теплогенерирующую массу ядерного топлива, которая ограничивает большое количеством взаимосвязанных пор с открытыми ячейками, и использование узла управления текучей средой, соединенного с кожухом и предназначенного для управления удалением по меньшей мере части летучих продуктов ядерного деления из пор массы ядерного топлива, и управления удалением по меньшей мере части тепла, выделяемого массой ядерного топлива в большом количество местоположений, соответствующих волне горения в ядерном реакторе деления на бегущей волне, путем управления потоком текучей среды в большом количестве областей ядерного реактора деления на бегущей волне, вблизи большого количества местоположений, соответствующих волне горения.

Отличительным признаком данного описания является выполнение, для использования в ядерном реакторе деления на бегущей волне, кожуха, выполненного с возможностью вмещения пористой массы ядерного топлива, содержащего летучие продукты ядерного деления.

Еще одним отличительным признаком данного описания является выполнение, для использования в ядерном реакторе деления на бегущей волне, узла управления текучей средой, соединенного с кожухом и выполненного с возможностью управления удалением по меньшей мере части летучих продуктов ядерного деления из пористой массы ядерного топлива.

Еще одним отличительным признаком данного описания является выполнение, для использования в ядерном реакторе деления на бегущей волне, узла управления текучей средой, соединенного с кожухом для управляемого удаления по меньшей мере части тепла, выделяемого массой ядерного топлива.

Еще одним отличительным признаком данного описания является выполнение, для использования в ядерном реакторе деления на бегущей волне, схемы двойного назначения, соединенной с кожухом для выборочного удаления летучих продуктов ядерного деления и тепла из массы ядерного топлива.

В дополнение к вышесказанному, различные другие варианты выполнения способов и/или устройств изложены и описаны в тексте раскрытия изобретения (например, в формуле изобретения и/или в подробном описании) и/или на чертежах настоящего изобретения.

Все вышесказанное представляет собой сущность изобретения и, следовательно, может содержать упрощения, обобщения, включение и/или не включение подробностей; следовательно, специалисты должны понимать, что сущность изобретения носит исключительно иллюстративный характер и не предназначено быть ограничивающей никоим образом. В дополнение к иллюстративным аспектам, вариантам выполнения и признакам, описанным выше, дополнительные аспекты, варианты выполнения и признаки станут ясны 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 в частичном вертикальном разрезе первого варианта выполнения тепловыделяющей сборки и системы ядерного реактора деления, причем этот вид также показывает летучие продукты ядерного деления, находящиеся в большом количестве взаимосвязанных пор с открытыми ячейками, ограниченных пористой массой ядерного топлива, расположенной в тепловыделяющей сборке ядерного реактора деления;

Фиг.2 представляет собой увеличенный вид части массы ядерного топлива, ограничивающего большое количество взаимосвязанных пор с открытыми ячейками, показанных в увеличенном виде для ясности, причем этот вид также показывает летучие продукты ядерного деления, находящиеся в порах с открытыми ячейками;

Фиг.2А представляет собой увеличенный вид части массы ядерного топлива с большим количеством частиц, ограничивающих большое количество каналов между ними, причем частицы и каналы изображены в увеличенном виде для ясности, при этом этот вид также показывает летучие продукты ядерного деления, находящиеся в каналах;

Фиг.3 представляет собой вид в частичном вертикальном разрезе второго варианта выполнения тепловыделяющей сборки и системы ядерного реактора деления;

Фиг.4 представляет собой вид в частичном вертикальном разрезе третьего варианта выполнения тепловыделяющей сборки и системы ядерного реактора деления;

Фиг.5 представляет собой вид в частичном вертикальном разрезе четвертого варианта выполнения тепловыделяющей сборки и системы ядерного реактора деления;

Фиг.6 представляет собой вид в частичном вертикальном разрезе пятого варианта выполнения большого количества тепловыделяющих сборок и систем ядерного реактора деления, расположенных в герметичном кожухе;

Фиг.6А представляет собой вид в частичном вертикальном разрезе первого варианта выполнения мембранного клапана, имеющего барьер, выполненный с возможностью разрушения;

Фиг.6В представляет собой вид в частичном вертикальном разрезе второго варианта выполнения мембранного клапана, имеющего барьер, выполненный с возможностью разрушения с помощью поршневого механизма;

Фиг.7 представляет собой вид в частичном вертикальном разрезе шестого варианта выполнения большого количества тепловыделяющих сборок и систем ядерного реактора деления, имеющих части, расположенные снаружи герметичного кожуха;

Фиг.7А представляет собой вид в частичном вертикальном разрезе первого элемента подачи, второго элемента подачи и подузла управления текучей средой, функционально соединенных вместе Y-образным стыком труб;

Фиг.7В представляет собой вид в частичном вертикальном разрезе входного подузла и выходного подузла, соединенных с подузлом управления текучей средой;

Фиг.7С представляет собой вид в частичном вертикальном разрезе входного подузла, соединенного с пористой массой ядерного топлива, и выходного подузла, соединенного с подузлом управления текучей средой;

Фиг.7D представляет собой вид в частичном вертикальном разрезе большого количества входных подузлов, соединенных с массой топлива, причем большое количество насосов соединено с соответствующими входными подузлами, а также показан выходной подузел, соединенный с подузлом управления текучей средой;

Фиг.7Е представляет собой вид в частичном вертикальном разрезе седьмого варианта выполнения тепловыделяющей сборки и системы ядерного реактора деления, причем этот вид также показывает летучие продукты ядерного деления, находящиеся в большом количестве взаимосвязанных пор с открытыми ячейками, ограниченных пористой массой ядерного топлива, расположенных в большом количестве тепловыделяющих сборок ядерного реактора деления;

Фиг.8 представляет собой вид в частичном вертикальном разрезе восьмого варианта выполнения тепловыделяющей сборки и системы ядерного реактора деления;

Фиг.9 представляет собой вид сверху девятого варианта выполнения тепловыделяющей сборки и системы ядерного реактора деления;

Фиг.10 представляет собой вид, взятый по линии разреза 10-10, изображенной на Фиг.9;

Фиг.11 представляет собой вид в частичном вертикальном разрезе десятого варианта выполнения тепловыделяющей сборки и системы ядерного реактора деления;

Фиг.12 представляет собой вид в частичном вертикальном разрезе одиннадцатого варианта выполнения тепловыделяющей сборки и системы ядерного реактора деления;

Фиг.13 представляет собой вид сверху двенадцатого варианта выполнения тепловыделяющей сборки и системы ядерного реактора деления;

Фиг.14 представляет собой вид, взятый по линии разреза 14-14, изображенной на Фиг.13;

Фиг.15 представляет собой вид, частично сверху, тринадцатого варианта выполнения тепловыделяющей сборки и системы ядерного реактора деления;

Фиг.16 представляет собой вид, взятый по линии разреза 16-16, изображенной на Фиг.15;

Фиг.17 представляет собой вид сверху четырнадцатого варианта выполнения тепловыделяющей сборки и системы ядерного реактора деления;

Фиг.18 представляет собой вид, взятый по линии разреза 18-18, изображенной на Фиг.17;

Фиг.19 представляет собой вид в частичном вертикальном разрезе пятнадцатого варианта выполнения тепловыделяющей сборки и системы ядерного реактора деления;

Фиг.20 представляет собой вид в частичном вертикальном разрезе шестнадцатого варианта выполнения тепловыделяющей сборки и системы ядерного реактора деления;

Фиг.21А-21CQ представляют собой блок-схемы иллюстративных способов сборки тепловыделяющей сборки ядерного реактора деления, выполненного с возможностью управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления и тепла, выделяемого волной горения в ядерном реакторе деления на бегущей волне;

Фиг.22А представляет собой блок-схему иллюстративного способа удаления летучих продуктов ядерного деления в большом количестве местоположений, соответствующих волне горения; и

Фиг.23А-23СК представляют собой блок-схемы иллюстративных способов работы тепловыделяющей сборки ядерного реактора деления, выполненного с возможностью управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления и тепла, выделяемого волной горения в ядерном реакторе деления на бегущей волне.

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 расположение элементов для достижения той же функциональности эффективно «связано» так, что достигается нужная функциональность. Следовательно, любые два элемента, объединенные здесь для достижения конкретной функциональности, можно рассматривать как «связанные» друг с 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 соединенный» или «функционально связанный» с другим 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». Специалистам следует понимать что «выполненные 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.

Накопление тепла при работе реактора может привести к тому, что тепловыделяющая сборка будет расширяться, что приведет к смещению элементов активной зоны реактора, ползучести оболочки тепловыделяющего элемента, которые могут увеличить риск разрыва оболочки тепловыделяющего элемента и разбухание топлива при работе реактора. Это может увеличить риск того, что топливо может растрескаться или деградировать иным образом. Растрескивание топлива может предшествовать механизмам отказа оболочки тепловыделяющего элемента, таким как механическое взаимодействие топлива и оболочки, и привести к выпуску газообразных продуктов ядерного деления. Выпуск газообразных продуктов ядерного деления приводит к более высоким уровням радиации, чем нормальный уровень радиации.

Во время процесса ядерного деления продукты ядерного деления образуются и могут накапливаться в топливе. Накопление продуктов ядерного деления, в том числе газообразных продуктов ядерного деления, может привести к нежелательным количествам расширения тепловыделяющей сборки. Такое расширение тепловыделяющей сборки, в свою очередь, может увеличить риск растрескивания топлива и сопутствующего выпуска продуктов ядерного деления в окружающую среду. Несмотря на то, что запас прочности учтен в конструкции реактора, и точный контроль качества в процессе производства снижает эти риски к минимуму, в некоторых случаях может быть целесообразным снизить эти риски еще больше.

Поэтому, со ссылкой на Фиг.1 показан первый вариант тепловыделяющей сборки и системы ядерного реактора деления, в целом обозначенный номером позиции 10, для производства тепла за счет деления способного к делению нуклида, такого как Уран-235, Уран-233 или Плутоний-239, или за счет быстрого деления нуклида, такого как Торий-232 или Уран-238. Из приведенного ниже описания следует понимать, что тепловыделяющая сборка 10 также выполнена с возможностью управляемого удаления летучих продуктов 15 ядерного деления, создаваемых во время процесса деления. Летучие продукты 15 ядерного деления создаются бегущей волной 16 горения, которая инициируется сравнительно небольшим и съемным воспламенителем 17 ядерного деления. В этом отношении воспламенитель 17 ядерного деления, который содержит умеренное изотопное обогащение способного к делению ядерного вещества, такого как, без ограничения, U-233, U-235 или Pu-239, соответствующим образом расположен в заранее заданном месте в тепловыделяющей сборке 10. Нейтроны высвобождаются воспламенителем 17. Нейтроны, которые высвобождаются воспламенителем 17, захватываются способным к делению и/или воспроизводящим материалом в тепловыделяющей сборке 10 ядерного деления для инициации цепной реакции ядерного деления. При необходимости воспламенитель 17 может быть удален, как только цепная реакция становится самоподдерживающейся. Следует понимать, что летучие продукты 15 ядерного деления 15 могут быть управляемым образом выпущены в ответ на управляемое позиционирование волны 16 горения в тепловыделяющей сборке 10 ядерного реактора деления. Следует понимать, что любой из вариантов выполнения тепловыделяющей сборки, описанный в этом документе, может быть использован в качестве элемента ядерного реактора деления на бегущей волне. Такой ядерный реактор деления на бегущей волне подробно раскрыт в одновременно находящейся на рассмотрении заявке на патент США №11/605943, поданной 28 ноября 2006 на имя Родерика А. Хайда с соавторами, и озаглавленной «Автоматизированный Ядерный Реактор для Длительной Эксплуатации», правопреемником которой является заявитель настоящей заявки, и полное раскрытие которой включено в настоящий документ посредством ссылки.

Тем не менее, со ссылкой на Фиг.1 тепловыделяющая сборка 10 содержит кожух 20, имеющий стенки 30 для герметичного ограждения пористого массы 40 ядерного топлива. Масса 40 ядерного топлива содержит вышеупомянутый способный к делению нуклид, такой как Уран-235, Уран-233 или Плутоний-239. Кроме того, масса 40 ядерного топлива может содержать вышеупомянутые нуклиды воспроизводящего материала, такого как Торий-232 и/или Уран-238, которые будут преобразованы во время процесса ядерного деления в один или большее количество способных к делению нуклидов, упомянутых выше. Еще одной альтернативой является то, что масса 40 ядерного топлива может содержать заранее приготовленную смесь расщепляющихся и воспроизводящих нуклидов. Как описано более подробно ниже, масса 40 ядерного топлива способна производить летучие продукты 15 ядерного деления, которые могут быть изотопами йода, брома, цезия, калия, рубидия, стронция, ксенона, криптона, бария и их смесей, или другими газообразными или летучими материалами.

Со ссылкой снова к Фиг.1, как уже упоминалось ранее, пористая масса 40 ядерного топлива может в значительной степени содержать металл, такой как уран, торий, плутоний или их сплавы. Более конкретно, масса 40 ядерного топлива может представлять собой пористый материал, получаемый из оксида, выбранного из группы, состоящей в основном из: оксида урана (UO), диоксида урана (UO₂), диоксида тория (ThO₂) (также известного как оксид тория), триоксида урана (UO₃), оксида урана - оксида плутония (UO-PuO), закиси-окиси урана (U₃O₈) и их смесей. В качестве альтернативы, масса 40 ядерного топлива может в значительной степени содержать карбид урана (UC_X) или карбид тория (ThC_X). Например, масса 40 ядерного топлива может представлять собой вспененный материал, изготовленный из карбида, выбранного из группы, состоящей в основном из: монокарбида урана (UC), дикарбида урана (UC₂), полуторакарбида урана (U₂C₃), дикарбида тория (ThC₂), карбида тория (ThC) и их смесей. Карбид урана или карбид тория может быть распылен в матрицу карбида ниобия (NbC) и карбида циркония (ZrC) так, чтобы образовать массу 40 ядерного топлива. Потенциальная выгода от использования карбида ниобия и карбида циркония заключается в том, что они образуют тугоплавкую структурную подложку для карбида урана или карбида тория. В качестве другого примера, масса 40 ядерного топлива может представлять собой пористый материал, изготовленный из нитрида, выбранного из группы, состоящей в основном из: нитрида урана (U₃N₂), нитрида урана - нитрида циркония (U₃N₂-Zr₃N₄), нитрида урана - нитрида плутония ((U-Pu)N), нитрида тория (ThN), уран-циркониевого сплава (UZr) и их смесей. Как лучше всего видно на Фиг.2 и Фиг.2А, пористая масса 40 ядерного топлива может ограничивать большое количество взаимосвязанных пор 50с открытыми ячейками, пространственно распределенных в массе 40 ядерного топлива. Используемый здесь термин «поры с открытыми ячейками» означает, что каждая пора 50 взаимосвязана с одной или несколькими соседними порами 50, обеспечивая, тем самым, возможность перемещения текучей среды, такой как газ или жидкость, непосредственно между порами 50. То есть, поры 50с открытыми ячейками расположены в массе 40 ядерного топлива с целью формирования волокнистой, стержневидной, паутиновидной или сотовой структуры. В качестве альтернативы, масса 40 ядерного топлива может содержать пористый топливный материал, образованный набором топливных частиц 63 (например, спеченные шарики или упакованные сферы), которые ограничивают между ними большое количество интерстициальных каналов 65. Кроме того, поры 50с открытыми ячейками могут быть расположены в топливном материале, имеющем сочетание характеристик вспененных и пористых материалов. Следует понимать, что приведенное ниже описание, относящееся к порам 50, также относится и к каналам 65.

Со ссылкой снова на Фиг.2 и 2А следует понимать, что летучий продукт 15 ядерного деления, который создается волной 16 горения, может изначально находиться в некоторых или во всех порах 50, и может естественным образом испаряться и диффундировать через кожух 40 ядерного топлива. Также следует понимать, что по меньшей мере некоторые поры 50 имеют заранее предусмотренную конфигурацию для обеспечения возможности выхода по меньшей мере части летучего продукта 15 ядерного деления из пор 50 пористой массы 40 ядерного топлива в течение заранее заданного времени отклика. Заранее заданное время отклика может быть равно приблизительно от 10 секунд до приблизительно 1000 секунд. В качестве альтернативы, заданное время отклика может составлять от приблизительно одной секунды до приблизительно 10000 секунд, в зависимости от предусмотренной конфигурации пор 50.

Со ссылкой на Фиг.1, к кожуху 20 присоединен, например, посредством сегмента 70 первой трубы, подузел 80 управления текучей средой, ограничивающий первый объем 90, содержащий первую текучую среду, такую как находящийся под давлением газообразный гелий. В качестве альтернативы, первая текучая среда может представлять собой любой подходящий находящийся под давлением инертный газ, например, без ограничения, неон, аргон, криптон, ксенон и их смеси. Другой альтернативой является то, что первая текучая среда может представлять собой подходящую жидкость, такую как жидкий свинец (Pb), натрий (Na), литий (Li), ртуть (Hg) или аналогичные жидкости или жидкие смеси. Как более подробно описано ниже в этом документе, подузел 80 управления текучей средой способствует управляемому удалению летучего продукта 15 ядерного деления и тепла от массы 40 ядерного топлива. Другими словами, подузел 80 управления текучей средой выполнен с возможностью циркуляции первой текучей среды через пористую массу 40 ядерного топлива. Таким образом, тепло и летучий продукт 15 ядерного деления удаляют из массы 40 ядерного топлива, когда первая текучая среда циркулирует через массу 40 ядерного топлива.

Со ссылкой теперь на Фиг.3 показан второй вариант выполнения тепловыделяющей сборки и системы ядерного реактора деления, в целом обозначенный номером позиции 100. Это второй вариант выполнения тепловыделяющей сборки 100 является по существу аналогичным первому варианту выполнения тепловыделяющей сборки 10, за исключением того, что теплообменник 110 соединен с кожухом 20. Теплообменник 110 содержит оболочку 120, ограничивающую внутреннюю часть 130, выполненную с возможностью вмещения второй текучей среды для охлаждения первой текучей среды, которая используется для отвода тепла и летучих продуктов 15 ядерного деления из массы 40 ядерного топлива. Вторая текучая среда имеет температуру, которая ниже температуры первой текучей среды. Во внутренней части 130 расположено большое количество U-образных трубок 132 (только одна из которых показана) с двумя открытыми концами. Один конец U-образной трубки 132 имеет отверстие 134, а другой конец U-образной трубки 132 имеет еще одно отверстие 136. Отверстия 134 и 136 находятся в проточном сообщении с первой текучей средой, занимающей первый объем 90 подузла 80 управления текучей средой. Следует понимать, что имеется разность плотностей между охлажденной частью первой текучей среды, находящейся в трубках 132, и нагретой частью первой текучей среды, находящейся в пористой массе 40 ядерного топлива. Это разница температур приведет к разности плотности между охлажденной частью первой текучей среды, находящейся в трубках 132, и нагретой частью первой текучей среды, находящейся в пористой массе 40 ядерного топлива. Разница в плотности текучей среды, в свою очередь, вызывает обмен молекулами более холодной части текучей среды с молекулами более горячей части текучей среды, поскольку холодная часть текучей среды находится физически выше или над более горячей частью текучей среды. Таким образом, будет происходить взаимообмен более холодной и более горячей частей текучей средой, что вызывает естественный конвективный поток, который будет циркулировать первую текучую среду через тепловыделяющую сборку 100 и массу 40 ядерного топлива. Более того, трубки 132 имеют U-образную форму для увеличения площади теплопередающей поверхности для усиления естественной конвекции. Таким образом, естественная конвекция полагается на циркуляцию первой текучей среды из-за существенной разницы температур между более холодной и более горячей первой текучей средой. Когда первая текучая среда циркулирует по трубкам 132, вторая текучая среда, которая находится при существенно более низкой температуре, чем первая текучая среда, будет принудительно поступать во внутреннюю часть 130 через входной патрубок 140, например, с помощью насоса (не показан). Вторая текучая среда затем выходит из внутренней части 130 через выходной патрубок 150. Когда вторая текучая среда входит и выходит из теплообменника 110, вторая текучая среда с более низкой температурой будет окружать большое количество U-образных трубок 132. Тем самым, между первой текучей средой, циркулирующей в трубках 132, и второй текучей средой, окружающей трубки 132, будет происходить теплопередача путем теплопроводности. Таким образом, нагретая первая текучая среда будет отдавать свое тепло более холодной второй текучей среде.

Со ссылкой снова на Фиг.3, этот второй вариант выполнения тепловыделяющей сборки 100 может быть выполнен с возможностью работы без каких-либо насосов или клапанов для циркуляции первой текучей среды, поскольку первая текучая среда может циркулировать посредством естественной конвекции. Отсутствие насосов и клапанов может увеличить надежность второго варианта выполнения тепловыделяющей сборки 100 при одновременном снижении затрат на производство и обслуживание второго варианта выполнения тепловыделяющей сборки 100.

Тем не менее все еще со ссылкой на Фиг.3, при необходимости теплообменник 110 может служить в качестве парогенератора. То есть, в зависимости от температуры и давления в теплообменнике 110, часть второй текучей среды может испариться, преврат