Вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления

Вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления

Иллюстрации

Показать все

Реферат

ПЕРЕКРЕСТНАЯ ССЫЛКА НА РОДСТВЕННЫЕ ЗАЯВКИ

Приоритет настоящей заявки заявляется по ранее имеющимся эффективным(ой) датам(е) подачи, выбранным из следующих перечисленных заявок («Родственные Заявки») (например, приоритет заявляется по самым ранним датам приоритета для заявок, кроме предварительных патентных заявок, или приоритет заявляется в соответствии со статьей 35, §119(е) Свода Законов США, для предварительных патентных заявок, для любой и всех родовых, родовых для родовых заявок и др. Родственной Заявки). Все объекты изобретения родственных заявок и всех родовых, родовых для родовых заявок и др. родственных заявок включены в настоящий документ посредством ссылки в той мере, в какой такой предмет изобретения является при этом не противоречащим.

РОДСТВЕННЫЕ ЗАЯВКИ

В целях экстра-законодательных требований Бюро по Патентам и Товарным Знакам США (USPTO) настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №12/584,053, озаглавленной «ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЕЛЕНИЯ, ВЕНТИЛИРУЕМЫЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ МОДУЛЬ ЯДЕРНОГО ДЕЛЕНИЯ, СВЯЗАННЫЕ С НИМИ СПОСОБЫ И СИСТЕМА ВЕНТИЛИРУЕМОГО ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО МОДУЛЯ ЯДЕРНОГО ДЕЛЕНИЯ», изобретатели Чарльз Е. Ахлфельд; Павел Хейцлар; Родерик А. Хайд; Мюриэл У. Ишикава; Дэвид Г. Макалис; Джон Д. Маквертер; Натан П. Мирвольд; Ашок Одедра; Кларенс Т. Тигрин; Джошуа С.Уолтер; Кевин Д. Уивер; Томас Алан Уивер; Чарльз Уитмер; Лоуэлл Л. Вуд младший, и Джордж Б. Циммерман, поданной 28 августа 2009 года, которая в настоящее время находится на стадии рассмотрения, или заявка, по дате подачи которой заявляется приоритет находящейся на стадии рассмотрения заявки.

В целях экстра-законодательных требований Бюро по Патентам и Товарным Знакам США (USPTO) настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №12/653,184, озаглавленной «ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЕЛЕНИЯ, ВЕНТИЛИРУЕМЫЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ МОДУЛЬ ЯДЕРНОГО ДЕЛЕНИЯ, СВЯЗАННЫЕ С НИМИ СПОСОБЫ И СИСТЕМА ВЕНТИЛИРУЕМОГО ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО МОДУЛЯ ЯДЕРНОГО ДЕЛЕНИЯ», изобретатели Чарльз Е. Ахлфельд; Павел Хейцлар; Родерик А. Хайд; Мюриэл У. Ишикава; Дэвид Г. Макалис; Джон Д. Маквертер; Натан П. Мирвольд; Ашок Одедра; Кларенс Т. Тигрин; Джошуа С.Уолтер; Кевин Д. Уивер; Томас Алан Уивер; Чарльз Уитмер; Лоуэлл Л. Вуд младший, и Джордж Б. Циммерман, поданной 8 декабря 2009 года, которая в настоящее время находится на стадии рассмотрения, или заявка, по дате подачи которой заявляется приоритет находящейся на стадии рассмотрения заявки.

В целях экстра-законодательных требований Бюро по Патентам и Товарным Знакам США (USPTO) настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №12/653,205, озаглавленной «ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЕЛЕНИЯ, ВЕНТИЛИРУЕМЫЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ МОДУЛЬ ЯДЕРНОГО ДЕЛЕНИЯ, СВЯЗАННЫЕ С НИМИ СПОСОБЫ И СИСТЕМА ВЕНТИЛИРУЕМОГО ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО МОДУЛЯ ЯДЕРНОГО ДЕЛЕНИЯ», изобретатели Чарльз Е. Ахлфельд; Павел Хейцлар; Родерик А. Хайд; Мюриэл У. Ишикава; Дэвид Г. Макалис; Джон Д. Маквертер; Натан П. Мирвольд; Ашок Одедра; Кларенс Т. Тигрин; Джошуа С.Уолтер; Кевин Д. Уивер; Томас Алан Уивер; Чарльз Уитмер; Лоуэлл Л. Вуд младший, и Джордж Б. Циммерман, поданной 8 декабря 2009 года, которая в настоящее время находится на стадии рассмотрения, или заявка, по дате подачи которой заявляется приоритет находящейся на стадии рассмотрения заявки.

В целях экстра-законодательных требований Бюро по Патентам и Товарным Знакам США (USPTO) настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №12/653,183, озаглавленной «ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЕЛЕНИЯ, ВЕНТИЛИРУЕМЫЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ МОДУЛЬ ЯДЕРНОГО ДЕЛЕНИЯ, СВЯЗАННЫЕ С НИМИ СПОСОБЫ И СИСТЕМА ВЕНТИЛИРУЕМОГО ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО МОДУЛЯ ЯДЕРНОГО ДЕЛЕНИЯ», изобретатели Чарльз Е. Ахлфельд; Павел Хейцлар; Родерик А. Хайд; Мюриэл У. Ишикава; Дэвид Г. Макалис; Джон Д. Маквертер; Натан П. Мирвольд; Ашок Одедра; Кларенс Т. Тигрин; Джошуа С.Уолтер; Кевин Д. Уивер; Томас Алан Уивер; Чарльз Уитмер; Лоуэлл Л. Вуд младший, и Джордж Б. Циммерман, поданной 8 декабря 2009 года, которая в настоящее время находится на стадии рассмотрения, или заявка, по дате подачи которой заявляется приоритет находящейся на стадии рассмотрения заявки.

В целях экстра-законодательных требований Бюро по Патентам и Товарным Знакам США (USPTO) настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №12/653,206, озаглавленной «ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЕЛЕНИЯ, ВЕНТИЛИРУЕМЫЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ МОДУЛЬ ЯДЕРНОГО ДЕЛЕНИЯ, СВЯЗАННЫЕ С НИМИ СПОСОБЫ И СИСТЕМА ВЕНТИЛИРУЕМОГО ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО МОДУЛЯ ЯДЕРНОГО ДЕЛЕНИЯ», изобретатели Чарльз Е. Ахлфельд; Павел Хейцлар; Родерик А. Хайд; Мюриэл У. Ишикава; Дэвид Г. Макалис; Джон Д. Маквертер; Натан П. Мирвольд; Ашок Одедра; Кларенс Т. Тигрин; Джошуа С.Уолтер; Кевин Д. Уивер; Томас Алан Уивер; Чарльз Уитмер; Лоуэлл Л. Вуд младший, и Джордж Б. Циммерман, поданной 8 декабря 2009 года, которая в настоящее время находится на стадии рассмотрения, или заявка, по дате подачи которой заявляется приоритет находящейся на стадии рассмотрения заявки.

Патентное ведомство США (USPTO) опубликовало уведомление о том, что компьютерные программы USPTO требует, чтобы заявители как давали ссылку на серийный номер, так и указывали, является ли заявка продолжением или частичным продолжением. Смотрите публикацию Стивена Г. Кунина «Преимущество Ранее Поданной Заявки», Официальный Вестник USPTO от 18 марта 2003, доступная на сайте http://www.uspto.gov/web/offices/com/sol/og/2003/week11/patbene.htm. Настоящее юридическое лицо (далее «Заявитель») представил выше конкретную ссылку на заявку(и), по который заявляется приоритет настоящий заявки, как это указано в законе. Заявитель понимает, что закон однозначен в его специфическом языке ссылок и не требует ни серийного номера, ни какой-либо характеристики, такой как «продолжение» или «частичное продолжение», для заявления приоритета для заявок на патент США. Несмотря на отмеченное выше, заявитель понимает, что компьютерные программы USPTO имеют определенные требования ввода данных и, следовательно, заявитель указывает настоящую заявку как частичное продолжение родовых заявок, как указано выше, но прямо указывает на то, что такие обозначения не следует рассматривать как представляющие собой любой тип комментария и/или признания по поводу того, содержит или нет настоящая заявка какие-либо новый объект изобретения, в дополнение к объект изобретения ее родовой(ых) заявки(ок).

ПРЕДПОСЫЛКИ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Эта заявка в целом относится к индуцированным ядерным реакциям, включая процессы, системы и элементы, в которых тепловыделяющий элемент включает средство для высвобождения из него продуктов ядерного деления во время работы ядерного реактора в обычном режиме и, более конкретно, относится к ядерному реактору деления, вентилируемому тепловыделяющему модулю ядерного деления, относящимся к ним способам и системе вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления.

Известно, что в действующем ядерном реакторе деления нейтроны известной энергии поглощаются нуклидами, имеющими высокую атомную массу. Полученное составное ядро разделяется на приблизительно 200 продуктов деления, (например, остаточное ядро, образованное при делении, в том числе фрагменты деления и их дочерние продукты распада), которые включают два осколка деления с более низкой атомной массой (например, ядро образуется в результате деления), а также продукты распада (нуклид, образованный в результате радиоактивного распада исходного изотопа родителей или предшествующего нуклида). Нуклиды, которые известны как претерпевающие такое деление под действием нейтронов всех энергий, включают уран-233, уран-235 и плутоний-239, которые представляют собой расщепляющиеся нуклиды. Например, тепловые нейтроны с кинетической энергией 0,0253 эВ (электронвольт) могут быть использованы для деления активной зоны U-235. Деление тория-232 и урана-238, которые являются воспроизводящими нуклидами и не претерпевают вынужденное деление, за исключением быстрых нейтронов, кинетическая энергия которых не менее 1 МэВ (миллион электронвольт). Полная кинетическая энергия, выделяющаяся из каждого акта деления, составляет приблизительно 200 МэВ для U-235 и приблизительно 210 МэВ для Pu-239. В коммерческом реакторе ядерного деления это выделение энергии используется для выработки электроэнергии.

Во время работы реактора вышеупомянутые продукты ядерного деления могут быть высвобождены из ядерной топливной таблетки в процессе ядерного деления. В случае ядерного деления U-235 типичные продукты ядерного деления включают, среди прочих, изотопы элементов бария, йода, цезия, криптона, стронция и ксенона другие. Некоторые из этих продуктов ядерного деления являются короткоживущими, такие как I-131 который имеет период полураспада восемь дней, когда он испытывает бета-распад на Хе-131. Другие продукты ядерного деления являются долгоживущими, такие, как Sr-90, который имеет период полураспада приблизительно 30 лет. Производство твердых и газообразных продуктов ядерного деления или продуктов распада может влиять на работу ядерного реактора посредством неблагоприятных последствий для материала оболочки, которая вмещает большое количество ядерных топливных таблеток. Эти эффекты обычно возникают из-за напряжений в оболочке, из-за увеличения внутреннего давления за счет газообразных продуктов ядерного деления, контакта топлива с оболочкой из-за разбухания топлива (также известное как механическое взаимодействие оболочки с топливом, FCMI) и химического взаимодействия большого количества продуктов ядерного деления и существующих или образующихся актинидов с оболочкой (также известное как химическое взаимодействие оболочки с топливом, FCCI). В качестве примера первого, газы продуктов ядерного деления могут накапливаться в тепловыделяющих элементах, содержащих ядерное топливо и вызывать разбухание или пластическую деформацию оболочки тепловыделяющего элемента из-за повышенного внутреннего давления. В качестве примера FCMI, отдельные топливные таблетки могут разбухать объемно либо по всей топливной таблетке, либо на ее концах с формированием формы песочных часов. Механизм, приводящий к разбуханию тепловыделяющих таблеток, которая может поставить под угрозу целостность оболочек тепловыделяющих элементов, достаточно хорошо понятен специалистам. В связи с этим, газообразные изотопы продуктов ядерного деления могут диффундировать в границы зерен топлива для формирования там газовых пузырьков, что приводит, частично, к разбуханию топливных таблеток. Кроме того, твердофазные продукты ядерного деления могут выпадать из тепловыделяющей матрицы. Такие процессы способствуют разбуханию топливных таблеток. В любом случае такие разбухшие топливные таблетки могут замыкать теплопередающий зазор, который имеется между топливными таблетками и оболочкой, окружающей или вмещающей топливные таблетки, давая возможность топливным таблеткам, тем самым, контактировать с оболочкой. Контакт топливных таблеток с оболочкой вызывает концентрацию напряжений в оболочке, по мере того как продукты ядерного деления продолжают формироваться, что еще больше приводит к разбуханию топлива. Продукты ядерного деления могут мигрировать из топливных таблеток, перемещаться в теплопередающую среду в зазоре между топливной таблеткой и оболочкой, и могут либо поглощаться, адсорбироваться или химически взаимодействовать с частями оболочки, в особенности на границах зерен. Другими словами, продукты ядерного деления, газообразные или нет, может ускорить коррозионное растрескивание оболочки, которое, в свою очередь, приводит к нарушению целостности оболочки в локально пораженных областях. Понятно, что газ ядерного деления, FCMI и FCCI могут взаимодействовать на оболочке таким образом, что последствия усугубляются.

Как упоминалось ранее, разбухание топлива и накопление газообразных продуктов ядерного деления может оказывать давление на оболочку тепловыделяющих элементов, которая окружает топливный материал. Напряжения, если они не скомпенсированы, могут привести к разбуханию оболочки тепловыделяющего элемента до такой степени, что каналы охлаждающей текучей среды блокируются. Кроме того, такие напряжения, если они не скомпенсированы, могут привести к растрескиванию или разрыву оболочки тепловыделяющего элемента, как уже упоминалось выше. Таким образом, на этапе проектирования ядерного реактора деления проектировщики реактора могут сократить проектный срок эксплуатации ядерного реактора, чтобы скомпенсировать эффекты, связанные с накоплением твердых и газообразных продуктов ядерного деления. Кроме того, в процессе работы ядерного реактора деления, операторы реактора могут быть вынуждены временно останавливать реактора для замены тепловыделяющих элементов, которые разбухли, растрескались или разорвались в результате воздействия газообразных продуктов ядерного деления.

В настоящее время существуют различные используемые конструкции ядерных реакторов. Каждая из этих конструкций производит продукты ядерного деления. Например, водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР), который использует энергию тепловых нейтронов, содержит компенсатор давления, частично заполненный водой. Вода в компенсаторе давления нагревается для создания парового пузыря над поверхностью воды, которая находится в компенсаторе давления. Компенсатор давления, который соединен с первичным контуром охлаждающей текучей среды реактора, обеспечивает пространство для расширения с помощью пузыря пара, чтобы скомпенсировать изменения в объеме воды во время работы реактора. Давлением управляют в первичном контуре охлаждающей текучей среды путем увеличения или уменьшения давления пара в компенсаторе давления. Кроме того, тепло за счет ядерного деления передается посредством теплопроводности через оболочку тепловыделяющих элементов к воде, циркулирующей в первичном контуре охлаждающей текучей среды. В связи с относительно высоким давлением приблизительно 138 бар (то есть 2000 фунтов на квадратный дюйм) в первичном контуре охлаждающей текучей среды, кипение охлаждающей текучей среды в ВВЭР исключается. Также предусмотрен парогенератор, который содержит вторичный контур, а также проходящий через него первичный контур, причем парогенератор обеспечивает возможность передачи тепла от первичного контура охлаждающей текучей среды к вторичному контуру охлаждающей текучей среды. Вторичный контур охлаждающей текучей среды выполнен отдельно от первичного контура охлаждающей текучей среды, так что охлаждающая текучая среда, протекающая через вторичный контур охлаждающей текучей среды, не загрязняется радиоактивной охлаждающей текучей средой, протекающей через первичный контур охлаждающей текучей среды. Из-за теплопередачи, происходящей в парогенераторе, пар, который образуется в парогенераторе, в конце концов, подают в турбогенератор для выработки электроэнергии таким образом, который хорошо известен специалистам в области производства электроэнергии из пара.

Кроме того, топливо, используемое в реакторах типа ВВЭР, представляет собой, как правило, диоксид урана (UO₂), герметично закрытый в оболочку из циркониевого сплава, такого как ZIRCALOY™ (товарный знак компании Westinghouse Electric Corporation, расположенной в Питтсбурге, штат Пенсильвания, США). Например, конкретным материалом оболочки, который традиционно используется благодаря своему низкому сечению поглощения тепловых нейтронов и известной стойкостью к коррозии и растрескиванию, является ZIRCALOY-2™, который содержит хром. Традиционный состав, приведенный в литературе для ZIRCALOY-2™, содержит приблизительно 98,25% по массе (массового %) циркония (Zr), 0,10% по массе хрома (Cr), 1,45% по массе олова (Sn), 0,135% по массе железа (Fe), 0,055% по массе никеля (Ni) и 0,01% по массе гафния (Hf). Тем не менее, химическое взаимодействие между продуктом ядерного деления цезием (Cs) и хромом в оболочке ZIRCALOY-2™ может образовывать продукт коррозии - соединение хромата цезия (Cs₂CrO₄), которое предположительно может атаковать оболочку. Другие продукты ядерного деления, в дополнение к Cs, которые также, как известно, могут атаковать ZIRCALOY-2™, включают рубидий, уранаты цезия, цирконаты цезия, галогениды цезия, теллур и других галогены, а также примеси топливных таблеток, такие как водород, вода и углеводороды. С другой стороны, оболочка в ВВЭР может быть изготовлена из материалов, отличных от ZIRCALOY-2™, таких как ферритно-мартенситные стали. Например, нержавеющая сталь типа AISI-304L, которая также содержит хром, использовалась в качестве другого облицовочного материала и содержит С (0,02% по массе), Si (0,66% по массе), Mn (1,49% по массе), P (0,031% по массе), S (0,007% по массе), Cr (18,47% по массе), Ni (10,49% по массе) и Fe (68,83% по массе). Таким образом, продукт коррозии - хромат цезия также может быть получен при использовании нержавеющей стали. Тем не менее, специалистам в области конструкции ядерного реактора известно, что использование ZIRCALOY™ или ZIRCALOY-2™ или ферритно-мартенситных сталей, даже в присутствии твердотельных и газообразных продуктов ядерного деления, снижает риск коррозии, растрескивания или разрыва оболочки до приемлемых уровней для заданного уровня выгорания.

Конструкция кипящего реактора (КР), который также использует тепловые нейтроны, обеспечивает возможность закипания охлаждающей текучей среды, которая действует в качестве замедлителя нейтронов, в области тепловыделяющих элементов при давлении от приблизительно 60 до приблизительно 70 бар (то есть от приблизительно 870 фунтов на квадратный дюйм до приблизительно 1015 фунтов на квадратный дюйм). Эта смесь пара и воды подается в сепаратор воды, который отделяет пар из воды. После этого пар подается в сушилку, которая сушит пар. «Высушенный» пар подается в турбогенератор для выработки электроэнергии таким образом, который хорошо известен специалистам в области производства электроэнергии из пара. Эта конструкция реактора не использует вторичный контур охлаждающей текучей среды или парогенератор. В некоторых случаях может быть желательным удалять продукты ядерного деления из охлаждающей текучей среды, так чтобы продукты ядерного деления не попадали в турбогенератор. Топливо в тепловыделяющих элементах обычно представляет собой UO₂, а облицовочный материал обычно представляет собой Zircaloy-2™. Таким образом, взаимодействия оболочки и таблетки, упомянутые выше для реакторов ВВЭР, которые могут привести к высвобождению продуктов ядерного деления, можно также получить на КР. Кроме того, рециркуляционные насосы могут быть использованы в КР для обеспечения принудительной рециркуляции охлаждающей текучей среды в целях управления мощностью реактора. Динамика изменения мощности реактора, в свою очередь, влияет на количество и тип производимых продуктов ядерного деления.

Реактор на быстрых нейтронах (БР), такой как реактор-размножитель на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением (РРБНЖО), в процессе ядерного деления использует быстрые нейтроны, а не тепловые нейтроны. Известно, что в таких реакторах на быстрых нейтронах имеется большой избыток нейтронов, высвобождающихся при процессе ядерного деления, по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. Этот избыток нейтронов используется для размножения способных к расщеплению материалов путем поглощения избыточных нейтронов в воспроизводящий материал. Более конкретно, активная зона реактора окружена зоной воспроизводства нерасщепляющиеся горючих материалов, таких как уран-238, которое размножается, или преобразуется, в расщепляющийся топливный материал, такой как плутоний-239. Плутоний-239 может быть переработан для использования в качестве ядерного топлива. Известно, что такой способ обработки и переработки топлива в конкретных реакторах на быстрых нейтронах может привести к большему количеству произведенного системой топлива, чем топливо, которое потребляется. Ядерное топливо, присутствующее в активной зоне реактора, может представлять собой нитрид урана (UN). С другой стороны, топливо может представлять собой топливо из смешанных оксидов, таких как диоксид плутония (PuO₂) и диоксид урана (UO₂). В качестве альтернативы, топливо может представлять собой топливо из актинидов металлов, производимое при захвате нейтронов в процессе ядерного деления, такое как сплав циркония, урана, плутония и младших актинидов (например, нептуния-237, америция-241, кюрия-242 - кюрия-248, берклия-247, калифорния-249 - калифорния-252, эйнштейния-252 и фермия-257). Активная зона реактора охлаждается жидким металлом, например, жидким металлическим натрием (Na), или жидким металлическим свинцом, или смесью металлов, такими как натрий-калий (Na-K) или свинец-висмут (Pb-Bi). Как и в случае со всеми ядерными реакторами деления, образуются продукты ядерного деления. Продукты ядерного деления поглощают нейтроны. Как правило, в тепловыделяющем цикле реактора-размножителя переработанное топливо, которое является относительно свободным от поглощающих нейтроны продуктов ядерного деления, подается в активную зону реактора для выработки тепла, что, в свою очередь, используется для производства электроэнергии. В этом случае продукты ядерного деления были ранее отделены из отработанного реакторного топлива при переработке, что происходит до того, как переработанное топливо может быть подано в активную зону реактора для производства электроэнергии. Таким образом, желательно отделять продукты ядерного деления из топлива до начала переработки, чтобы более эффективно, с точки зрения стоимости, переработать топливо.

Усовершенствованный газоохлаждаемый ядерный реактор деления (УГР) использует графитовый замедлитель нейтронов и углекислый газ (CO₂) в качестве охлаждающей текучей среды. УГР достигают более высокого термического коэффициента полезного действия, приблизительно 40% и достигают более высокого выгорания топлива, по сравнению с реакторами ВВЭР и КР. Топливо представляет собой таблетки UO₂, заключенные в нержавеющую сталь. Охлаждающая текучая среда циркулирует через активную зону реактора, а затем проходит через парогенератор снаружи активной зоны, но в пределах корпуса высокого давления. Управление реактором процесса деления с помощью управляющих элементов и остановка реактора достигаются путем закачки азота в активную зону реактора. Введение шариков, содержащий бор, обеспечивает избыточные возможности остановки. Производство продуктов ядерного деления может иметь аналогичные последствия на целостность тепловыделяющих элементов, как уже упоминалось ранее для реакторов ВВЭР, КР и БР. Продукты ядерного деления, образующихся при работе УГР, включает технеций-99, рутений-106, цезий-134 и церий-144, нептуний-237 и другие.

В ядерной отрасли имеются и другие рассматриваемые конструкции реакторов, но, однако, не нашедшие широкое использование. Эти другие конструкции реакторов включают, среди других, легкие графитовые реакторы с водяным охлаждением (охлаждающей текучей средой является кипящая вода); реактор на тяжелой воде под давлением (замедлитель на тяжелой воде, необогащенное урановое топливо); реактор на тепловых нейтронах с натриевым охлаждением (тепловые нейтроны и натриевое охлаждение); усовершенствованный реактор с водой под давлением (системы пассивной безопасности); упрощенный реактор с кипящей водой (естественная конвекция и не циркуляционные насосы). Однако, независимо от конструкции реактора, все ядерные реакторы деления производят продукты ядерного деления, которые могут иметь вредные последствия.

Таким образом, улучшение наличия твердых и газообразных продуктов ядерного деления в ядерных тепловыделяющих элементах для всех реакторов может помочь снизить риск разбухания, растрескивания и разрыва тепловыделяющего элемента. Такое улучшение может также уменьшить возможное нежелательное химическое взаимодействие газообразных продуктов ядерного деления и оболочки, которое может привести к нарушению оболочки и выпуску продуктов ядерного деления в систему первичного охлаждающего контура. В данной области техники известны различные системы, которые предотвращают неуправляемый выпуск продуктов ядерного деления в систему первичного охлаждающего контура. Например, продукты ядерного деления, выпускаемые в охлаждающую текучую среду реактора, могут быть извлечены из нее при помощи фильтров и деминерализации.

Технология для удаления газообразных продуктов ядерного деления из ядерного топлива описана в патенте США №3432388, опубликованном 11 марта 1969 года на имя Peter Fortescue и озаглавленном «Система Ядерного Реактора с Удалением Газообразных Продуктов Ядерного Деления». Этот патент описывает ядерный реактор с охлаждающей текучей средой, содержащий вентиляционную систему для снятия давления внутри оболочки стержневого тепловыделяющего элемента. В соответствии с этим патентом, сеть проходов соединяет внутренние части в противном случае соединенных оболочек стержневого тепловыделяющего элемента в различных тепловыделяющих элементах, при этом газ поступает туда, чтобы первоначально привести внутреннее давление в пределах заданного приращения давления охлаждающей текучей среды при запуске. Когда продукты ядерного деления вызывают повышение внутреннего давления, газ выпускается в сосуды для хранения для поддержания внутреннего давления пропорционально давлению охлаждающей текучей среды.

Еще один способ выпуска газообразных продуктов ядерного деления описан в патенте США №3996100, опубликованном 7 декабря 1976 года на имя Masaomi Oguma с соавторами и озаглавленном «Вентилируемый Ядерный Тепловыделяющий Элемент». Этот патент описывает вентилируемый ядерный тепловыделяющий элемент, который содержит оболочечную трубу, содержащую ядерное топливо, и устройство, расположенное в верхней части оболочечной трубы для отвода газообразных продуктов ядерного деления, выпущенных из ядерного топлива. Выпускающее устройство содержит пористую затычку для закрытия верхней части выпускающей трубы, причем указанная затычка имеет свойство намокания окружающей ее охлаждающей текучей средой, две пластины, взаимодействующие с оболочечной трубой для ограничения камеры для удержания газообразных продуктов ядерного деления, капиллярную трубку для введения газообразных продуктов ядерного деления из ядерного топлива в верхнюю часть камеры, еще одну капиллярную трубку для введения газообразных продуктов ядерного деления из нижней части камеры в пористую затычку, и обратный клапан для предотвращения обратного потока газообразных продуктов ядерного деления, находящихся в камере, во внутреннюю часть оболочечной трубы. При работе ядерного реактора газообразные продукты ядерного деления, высвобождающиеся из ядерного топлива, будут проходить через обратный клапан и первую упомянутую капиллярную трубку для достижения камеры, а из камеры газообразные продукты ядерного деления будут проходить через вторую из указанных капиллярных трубок, и будут выпускаться через пористую затычку в охлаждающую текучую среду, окружающую ядерный тепловыделяющий элемент.

Приведенные примеры соответствующего уровня техники и связанные с ними ограничения предназначены для иллюстрации и не являются исчерпывающими. Другие ограничения соответствующего уровня техники станут очевидны специалистам в данной области техники при прочтении описания и изучения чертежей.

СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Следующие варианты выполнения и аспекты изобретения описаны и проиллюстрированы в отношении ядерных реакторов деления, вентилируемых тепловыделяющих модулей ядерного деления, способов и вентилируемых систем тепловыделяющих модулей ядерного деления, которые предназначены для иллюстрации, не ограничивая объем изобретения. В различных вариантах выполнения одна или несколько из описанных выше в разделе Предшествующий Уровень Техники проблем были сокращены или удалены, тогда как другие варианты выполнения направлены на другие усовершенствования.

Иллюстративные варианты выполнения обеспечивают ядерный реактор, вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, их способы, а также вентилируемые систему вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления.

В соответствии с аспектом этого изобретения предусмотрен ядерный реактор, содержащий: тепловыделяющий элемент ядерного деления, способный генерировать продукт ядерного деления; и средство, связанное с тепловыделяющим элементом ядерного деления для управляемой вентиляции продуктов ядерного деления.

В соответствии с другим аспектом изобретения, предусмотрен ядерный реактор, содержащий: тепловыделяющий элемент ядерного деления, способный генерировать газообразные продукты ядерного деления; корпус реактора, соединенный с тепловыделяющим элементом ядерного деления для вмещения газообразных продуктов ядерного деления, а значит, соединенный с тепловыделяющим элементом ядерного деления для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления в реакторе.

В соответствии с дополнительным аспектом изобретения предусмотрен ядерный реактор, содержащий: тепловыделяющий элемент ядерного деления, способный генерировать газообразный продукт ядерного деления, корпус клапана, соединенный с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления, и клапан, находящийся в функциональном сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема.

В соответствии с еще одним аспектом изобретения предусмотрен ядерный реактор, содержащий: большое количество пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления; большое количество корпусов клапана, связанных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем по меньшей мере один из большого количества корпусов клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления; клапан, расположенный в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема; гибкую диафрагму, соединенную с клапаном для перемещения клапана; и выполненную с возможностью снятия крышку, с возможностью прикручивания установленную на клапане.

В соответствии с еще одним аспектом изобретения предусмотрен вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, содержащий:

тепловыделяющий элемент ядерного деления, выполненный с возможностью производства продукта ядерного деления; и средство, связанное с тепловыделяющим элементом ядерного деления для управляемой вентиляции продуктов ядерного деления.

В соответствии с еще одним аспектом изобретения предусмотрен вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, содержащий: тепловыделяющий элемент ядерного деления, выполненный с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления; и средство, связанное с тепловыделяющим элементом ядерного деления для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления.

В соответствии с другим аспектом изобретения предусмотрен вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, содержащий: тепловыделяющий элемент ядерного деления, выполненный с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления, корпус клапана, связанный с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления; и клапан, находящийся в функциональном сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема.

В соответствии с дополнительным аспектом изобретения предусмотрен вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, содержащий: большое количество пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления; большое количество корпусов клапана, связанных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерных деления, причем по меньшей мере один из большого количества клапанов ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления; клапан, расположенный в указанном по меньшей мере одном из большого количества клапанов и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема; гибкую диафрагму, соединенную с клапаном для перемещения клапана; и выполненную с возможностью снятия крышку, с возможностью прикручивания установленную на клапане.

В соответствии с еще одним аспектом изобретения предусмотрена система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления, содержащая: тепловыделяющий элемент ядерного деления, выполненный с возможностью производства продукта ядерного деления; и средство, связанное с тепловыделяющим элементом ядерного деления для управляемой вентиляции продукта ядерного деления.

В соответствии с еще одним аспектом изобретения предусмотрена система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления, содержащая: тепловыделяющий элемент ядерного деления, выполненный с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления; и средство, связанное с тепловыделяющим элементом ядерного деления для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления.

В соответствии с еще одним аспектом изобретения предусмотрена система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления, содержащая: тепловыделяющий элемент ядерного деления, выполненный с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления; корпус клапана, связанный с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления; и клапан, находящийся в функциональном сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема.

В соответствии с другим аспектом изобретения предусмотрена система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления, содержащая: большое количество пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления; большое количество корпусов клапана, связанных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерных деления, причем по меньшей мере один из большого количества корпусов клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления; клапан, расположенный в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема; гибкую диафрагму, соединенную с клапаном для перемещения клапана; и выполненную с возможностью снятия крышку, с возможностью прикручивания установленную на клапане.

В соответствии с дополнительным аспектом изобретения предусмотрен способ работы ядерного реактора деления, включающий: производство продукта ядерного деления путем активации тепловыделяющего элемента ядерного деления; и управляемую вентиляцию продукта ядерного деления путем приведения в действие средства вентиляции, связанного с тепловыделяющим элементом ядерного деления.

В соответствии с еще одним аспектом изобретения предусмотрен способ работы ядерного реактора деления, включающий: создание газообразного продукта ядерного деления путем активации тепловыделяющего элемента ядерного деления; размещение газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора, соединенном с тепловыделяющим элементом ядерного деления; и приведение в действие средства вентиляции, связанного с тепловыделяющим элементом ядерного деления для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора.

В соответствии с еще одним аспектом изобретения предусмотрен способ работы ядерного реактора деления, включающий: размещение газообразного продук