Реактор ядерного деления на стоячей волне и способы

Реактор ядерного деления на стоячей волне и способы

Иллюстрации

Показать все

Реферат

ПЕРЕКРЕСТНЫЕ ССЫЛКИ НА РОДСТВЕННЫЕ ЗАЯВКИ

Настоящая заявка относится (и притязает на преимущества от них) к самой ранней имеющейся действительной дате (датам) подачи следующих перечисленных заявок (далее по тексту именуемых «родственными заявками») (например, притязает на преимущества в соответствии со Сводом законов США 35 USC § 119(e) для предварительных заявок на патент, для любых и всех родовых заявок родственной заявки).

Родственные заявки:

Для целей, не предусмотренных USPTO, настоящая заявка заявляет приоритет предварительной заявки на патент США №61/280,370 под названием TRAVELING WAVE NUCLEAR FISSION REACTOR FUEL SYSTEM AND METHOD, изобретателей Charles E. Ahlfeld, Thomas M. Burke, Tyier S. Ellis, John Rogers Gilleland, Jonatan Hejzlar, Pavel Hejzlar, Roderick A. Hyde, David G. McAlecs, Jon D. McWhirter, Ashok Odedra, Robert C. Petroski, Nicholas W. Touran, Joshua C. Walter, Kevan D. Weaver, Thomas Allan Weaver, Charles Whitmer, Lowcll L. Wood, Jr. и George B. Zimmerman. поданной 2 ноября 2009 г.. которая была подана в течение двенадцати месяцев до даты подачи настоящей заявки пли же является заявкой того же заявителя, которая одновременно находится на рассмотрении и имеет право на приоритет но дате подачи.

Для целей, не предусмотренных USPTO. настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки па патент СЩА № б/н, под названием TRAVELING WAVE NUCLEAR FISSION REACTOR FUEL SYSTEM AND METHOD, изобретателей Charles E. Ahlfeld, Thomas M. Burke, Tyier S. Ellis, John Rogers Gilleland, Jonatan Hejzlar, Pavel Hejzlar, Roderick A. Hyde, David G. McAlees, Jon D. McWhirter, Ashok Odedra, Robert C. Petroski, Nicholas W. Touran, Joshua C. Walter, Kcvan D. Weaver, Thomas Allan Weaver, Charles Whitmer, Lowell L. Wood, Jr. и George B. Zimmerman, поданной 2 ноября 2010 г., которая в настоящее время является одновременно рассматриваемой, или же является заявкой того же заявителя, которая одновременно находится на рассмотрении и имеет право на приоритет по дате подачи.

Бюро но патентам и товарным знакам CILIA (USPTO) опубликовало извещение о том, что компьютерные программы USPTO требуют, чтобы заяви челн на патенты приводили как серийный номер, так и указывали, является ли заявка полным продолжением или частичным продолжением. Stephen G. Kunin, Benefit Prior-Filed Application, официальный бюллетень USPTO, 18 марта 2003, доступен на http://www.uspto.gov/web/offices/com/sol/og/2003/weekll/patbene.htm. Нынешний субъект-заявитель (далее по тексту именуемый «Заявителем») предоставил вышеупомянутую конкретную ссылку на заявку (заявки), по которой (которым) заявляются притязания на приоритет, в соответствии с требованиями законодательства. Заявитель понимает, что законодательство недвусмысленно в своем конкретном условном языке и не требует ни порядкового номера заявки, ни какого-либо описания, например, «продолжение» или «частичное продолжение», для притязания на приоритет в отношении заявок на патент США. Несмотря на вышесказанное. Заявитель понимает, что компьютерные программы USPTO выдвигают определенные требования к вводу данных, и поэтому Заявитель предоставил обозначение (обозначения) взаимоотношения между нынешней заявкой и ее родовой заявкой (родовыми заявками), указанной (указанными) выше. но при этом положительным образом отмечает, что эти обозначения ни в коем случае не должны толковаться как какой-либо тип пояснения и/или допущения в части того, содержит или не содержит настоящая заявка какой-либо новый материал в дополнение к материалу ее родовой заявки (заявок).

Всe объекты родственной Заявки, а также любой и всех первичных. «дедовских», «прадедовских» заявок и др. заявок родственной Заявки включены в настоящий документ настолько, насколько такой объект не является несоответствующим настоящей заявке.

ПРЕДПОСЫЛКИ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Настоящая заявка на изобретение относится к реакторам ядерного деления и способам.

КРАТКОЕ ИЗЛОЖЕНИЕ СУЩНОСТИ

Раскрытые варианты осуществления содержат активные зоны реактора ядерного деления, реакторы ядерного деления, способы управления реактором ядерного деления и способы управления избыточной реактивностью в реакторе ядерного деления.

Нижеследующее является кратким изложением сущности и, таким образом, может содержать упрощения, обобщения, включения и/или пропуски деталей;

следовательно, специалисты в этой области поймут, что данное краткое изложение сущности является только иллюстративным материалом и никоим образом не должно рассматриваться как ограничение. В дополнение к иллюстративным аспектам, вариантам осуществления и признакам, приведенным выше, дополнительные аспекты, варианты осуществления и признаки становятся понятными при обращении к фигурам и следующему подробному описанию. Другие аспекты, признаки и преимущества устройств и/или процессов и/или иных объектов, описанных в настоящем документе, становятся понятными при помощи приведенных в настоящем описании сведений.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ФИГУР

Фиг.1А-1С представляют собой виды в перспективе с частичным разрезом иллюстративного реактора ядерною деления.

Фиг.2 представляет собой вид сверху в схематической форме иллюстративной активной зоны реактора ядерного деления.

Фиг.3 представляет собой вид в перспективе с частичным разрезом иллюстративной тепловыделяющей сборки реактора ядерного деления.

Фиг.4А представляет собой вид в перспективе с частичным разрезом в схематической форме иллюстративных приемников потока тепловыделяющей сборки.

Фиг.4В иллюстрирует график относительного распределения потока, наложенную на вид сбоку в схематической форме иллюстративной ступенчатой опорной решетки активной зоны.

Фиг.5А и 5В представляют собой виды сбоку в схематической форме иллюстративных систем отвода тепла остаточных тепловыделений.

Фиг.6А и 6В представляют собой графики отношения реактивности и выгорания.

Фиг.7 представляет собой иллюстративный график отношения процесса изменения изотопа плутония и использования U²³⁸.

Фиг.8А представляет собой блок-схему иллюстративного способа управления ядерным реактором.

Фиг.8В-8Х представляют собой блок-схемы иллюстративных деталей способа согласно фиг.8А.

Фиг.9А представляет собой блок-схему еще одного иллюстративного способа управления ядерным реактором.

Фиг.9B-9V представляют собой блок-схемы иллюстративных деталей способа согласно фиг.9А.

Фиг.10А представляет собой блок-схему иллюстративного способа контроля избыточной реактивности в реакторе ядерного деления.

Фиг.10В-10Н представляют собой блок-схемы иллюстративных деталей способа согласно фиг.10А.

ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ

ВВЕДЕНИЕ

В приведенном далее подробном описании делается ссылка на сопутствующие графические материалы, которые образуют его часть. На чертежах использование аналогичных или одинаковых символов на разных фигурах обычно обозначает аналогичные или идентичные объекты, если только не указано иначе в контексте.

Иллюстративные варианты осуществления, представленные в подробном описании, графических материалах и пунктах формулы изобретения, не должны рассматриваться в качестве ограничения. Могут быть применены другие варианты осуществления и могут быть сделаны другие изменения без выхода за пределы сущности или объема раскрытого в настоящем документе объекта изобретения.

Для специалиста в данной области техники будет ясно, что описанные в настоящем документе компоненты (например, операции), устройства, объекты и сопровождающее их обсуждение применяют в качестве примера ради концептуальной ясности, и что подразумеваются разные модификации конфигурации. Следовательно, как применяется в настоящем документе, представленные далее конкретные образцы и сопровождающее обсуждение предназначены для того. чтобы быть показательными для своих более общих классов. В целом использование каких-либо конкретных образцов предназначено для того, чтобы быть показательным для их класса, а отсутствие конкретных компонентов (например, операций), устройств и объектов не должно считаться ограничительным.

В настоящей заявке использованы формально ограниченные заголовки для ясности представления. Однако следует понимать, что ограниченные заголовки применяют исключительно в целях представления и что различные типы объектов изобретения могут обсуждаться в заявке (например, устройство (устройства)/структура (структуры) может быть описано под заголовками способа (способов)/операции (операций) и/или способ (способы/операция (операции) может быть рассмотрен под заголовками структуры (структур/способа (способов); и/или описания отдельных тем могут охватывать два пли более заголовка темы). Следовательно, применение формально ограниченных заголовков не предназначено для ограничения.

ОБЗОР

Рассмотрим теперь фиг.1А-1С и фиг.2, на которых в качестве неограничивающего обозрения представлен иллюстративный ядерный реактор 10, который далее будет описан для иллюстрации, а не для ограничения. Как будет рассмотрено ниже в деталях, варианты осуществления реактора ядерного деления 10 являются реакторами-самоедами на быстрых нейтронах (также называемые реакторами на бегущей волне или TWR), у которых стоячая волна воспроизводства и деления (также называемая волной воспроизводства и выгорания) возникает в результате перемещения (также называемое перестановкой) тепловыделяющих сборок реактора ядерного деления.

При кратком обзоре активная зона 12 реактора ядерного деления расположена в баке 14 реактора ядерного деления. Центральная область 16 (фиг.2) активной зоны 12 реактора ядерного деления содержит делящиеся тепловыделяющие сборки 18 атомного реактора (фиг.2). Центральная область 16 активной зоны также содержит воспроизводящие тепловыделяющие сборки 20а (фиг.2). Центральная область 16 активной зоны также включает перемещаемые сборки 22 управления реактивностью (фиг.2).

Периферийная область 24 (фиг.2) активной зоны 12 реактора ядерного деления содержит воспроизводящие тепловыделяющие сборки 20b (фиг.2).

Следует понимать, что воспроизводящие тепловыделяющие сборки 20а и 20b могут быть характеризоваться одинаковой или аналогичной конструкцией (как обозначено посредством использования подобных позиций на фигурах). Как будет дополнительно пояснено далее, воспроизводящие тепловыделяющие сборки 20а находятся в среде потока нейтронов в центральной области 16 активной зоне. которая отличается от среды нейтронного потока в периферийной области 24 активной зоны (в которой находятся воспроизводящие тепловыделяющие сборки 20b). В результате, в пределах кампании активной зоны воспроизводящие тепловыделяющие сборки 20а могут претерпевать воспроизводство и могут испытывать выгорание со степенями, отличающимися от степеней воспроизводства и выгорания воспроизводящих тепловыделяющих сборок 20b. Следовательно, аналогичные (но не те же самые) позиции 20а и 20b используются для того, чтобы помочь проследить за воспроизводящими тепловыделяющими сборками 20а и 20b во время обсуждения в настоящем документе разных фаз кампании активной зоны. Периферийная область 24 активной зоны также содержит сборки 26 поглотителя нейтронов.

Внутриреакторная перегрузочная система 28 сконфигурирована таким образом, чтобы переставлять одну из делящихся тепловыделяющих сборок 18 и одну из воспроизводящих тепловыделяющих сборок 20а и 20b. Ядерный реактор 10 также включает систему 30 охлаждения реактора.

Также в виде неорганичивающего обзора, в отношении некоторых аспектов представлены способы управления ядерным реактором. Представлено в качестве неограничивающего примера, в некоторых вариантах осуществления делящееся ядерное топливо в многочисленных делящихся тепловыделяющих сборках делится в центральной области активной зоны реактора ядерного деления. Делящийся материал воспроизводится в одних из многочисленных воспроизводящих тепловыделяющих сборках реактора ядерного деления в центральной области активной зоны реактора ядерного деления, а одни выбранные из множества делящихся тепловыделяющих сборок реактора ядерного деления, и одни выбранные и другие выбранные из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок переставляют таким образом, что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива.

Также в виде неорганичивающего обзора, в отношении некоторых аспектов представлены способы контроля избыточной реактивности в реакторе ядерного деления. Представлено в качестве неограничивающего примера, в некоторых вариантах осуществления достигается критическая точка с положительным количеством реактивности в центральной области активной зоны реактора ядерного деления. Степень реактивности возрастает до тех пор, пока не будет достигнут заданный уровень выгорания в выбранных одних из тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора, и рост реактивности компенсируется.

Ниже будут приведены подробности посредством неограничивающих примеров.

ИЛЛЮСТРАТИВНЫЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ

В представленном ниже обсуждении, подробности в отношении внеядерных компонентов реактора ядерного деления 10 будут приводиться вначале посредством неорганичивающих примеров. Подробности в отношении внеядерных компонентов реактора ядерного деления 10 будут приводиться посредством неорганичивающих примеров. Такой порядок обсуждения деталей будет способствовать пониманию установления стоячей волны воспроизводства и деления в активной зоне 10 реактора ядерного деления.

ВНЕЯДЕРНЫЕ КОМПОНЕНТЫ

Рассмотрим далее фиг.1А-1С и фиг.2, варианты осуществления реактора ядерною деления 10 могут характеризоваться любыми размерами. необходимыми для конкретного случая применения. Например, разные варианты осуществления реактора ядерного деления 10 могут быть по желанию использованы в применениях с низкой мощностью (от около 300 до около 500 МВт), применениях со средней мощностью (от около 500 до около 1000 МВт) и в применениях с высокой мощностью (около 1000 МВт и более).

Варианты осуществления реактора ядерного деления 10 основаны на - элементах технологии работы жидкометаллического реактора на быстрых нейтронах. Например, в разных вариантах осуществления система 30 охлаждения реактора содержит бассейн с жидким натрием, расположенный в баке 14 реактора. В таких случаях активная зона 12 реактора ядерного деления погружена в бассейн с натриевым охладителем в баке 14 реактора. Бак 14 реактора окружен защитной оболочкой 32, которая помогает предотвращать потерю натриевого охладителя в случае маловероятной утечки из бака 14 реактора.

В различных вариантах осуществления охлаждающая система 30 реактора также содержит циркуляционные насосы 34 охладителя реактора. Циркуляционные насосы 34 охладителя реактора могут быть любимы подходящими насосами по желанию, такими как, например, электромеханические или электромагнитные насосы.

В различных вариантах осуществления охлаждающая система 30 реактора также содержит теплообменники 36. Теплообменники 36 расположены в бассейне с первичным жидким натрием. Теплообменники 36 содержат нерадиоактивный промежуточный натриевый охладитель на другой стороне теплообменников 36. В связи с этим теплообменники 36 могут считаться промежуточными теплообменниками. Парогенераторы (не показаны для ясности на фиг.1А-1С и 2) находятся в тепловом контакте с теплообменниками 36. Следует отметить, что по желанию можно использовать любое количество циркуляционных насосов 34 охладителя реактора, теплообменников 36 и парогенераторов.

Циркуляционные насосы 34 охладителя реактора циркулируют первичный натриевый охладитель через активную зону 12 реактора ядерного деления. Прокаченный первичный натриевый охладитель выходит из активной зоны 12 реактора ядерного деления в верхней части активной зоны 12 реактора ядерного деления и проходит но одной стороне теплообменников 36. Нагретый промежуточный натриевый охладитель циркулирует через промежуточные натриевые контура 42 к парогенераторам (не показаны), которые, в свою очередь, генерируют пар для приведения в действие турбин (не показаны) и электрогенераторов (не показаны).

В периоды отключения реактора, в некоторых вариантах осуществления электропотребители станции питаются от электрической сети, и отведение остаточных тепловыделений обеспечивается вспомогательными двигателями (не показано для ясности) на циркуляционных насосах 34 охладителя реактора, которые проводят уменьшенный поток охладителя реактора через системы передачи тепла.

Рассмотрим дополнительно фиг.5А и 5В, согласно различным вариантам осуществления ядерный реактор 10 содержит систему 38 отвода остаточных тепловыделений. В случае если отсутствует электроэнергия от электросети, то остаточное тепловыделение выводится с помощью системы 38 отвода остаточных тепловыделений. Согласно различным вариантам осуществления, систему 38 отвода остаточных тепловыделений может содержать либо одну, либо обе из двух систем 38а (фиг.5А) и 38b (фиг.5В) отвода остаточных тепловыделений заранее определенного класса безопасности, которые работают исключительно за счет естественной циркуляции без потребности в электроэнергии. В системе 38а отвода остаточных тепловыделений определенного класса безопасности (фиг.5А) тепло от активной зоны 12 реактора ядерного деления вначале передается естественно циркулирующим натрием в бак 14 реактора, а затем излучается поперек заполненного аргоном зазора 40 между баком 14 реактора и защитной оболочкой 32 и, наконец. выводится естественно циркулирующим воздухом окружающей среды, который протекает вдоль стенок защитной оболочки 32.

В системе 38b отвода остаточных тепловыделений определенного класса безопасности (фиг.5В). теплообменники 36 и промежуточные натриевые контура 42 (фиг.1А-1C) передают тепло посредством естественной циркуляции натрия к парогенераторам 44. где тепло рассеивается через стенки оболочки парогенератора 44 с использованием воздуха с температурой окружающей среды, поступающего через защищенные воздухозаборники 46.

Рассмотрим опять фиг.1А-1C и 2, внутриреакторная перегрузочная система 28 сконфигурирована таким образом, чтобы переставлять одни из делящихся тепловыделяющих сборок 18 и одни из воспроизводящих тепловыделяющих сборок 20а и 20b. На некоторых стадиях кампании активной зоны (как будет рассматриваться далее) может быть желательным переставить одни из делящихся тепловыделяющих сборок 18 и одни из воспроизводящих тепловыделяющих сборок 20а и 20b между центральной областью 16 активной зоны и периферийной областью 24 активной зоны. Таким образом, внутриреакторная перегрузочная система 28 может также быть сконфигурирована таким образом, чтобы переставить одни из делящихся тепловыделяющих сборок 18 и одни из воспроизводящих тепловыделяющих сборок 20а и 20b между центральной областью 16 активной зоны и периферийной областью 24 активной зоны.

Следует понимать, что внутриреакторная перегрузочная система 28 позволяет совершать перемещение выбранных делящихся тепловыделяющих сборок 18 и воспроизводящих тепловыделяющих сборок 20а и 20b без удаления перемещенных делящихся тепловыделяющих сборок 18 и воспроизводящих тепловыделяющих сборок 20а и 20b из реактора ядерного деления 10.

В различных вариантах осуществления, внутриреакторная перегрузочная система 28 содержит вращающуюся оправку 48 и вращающуюся оправку 50, обе из которых расположены на расстоянии в вертикальном направлении от верхней части активной зоны 12 реактора ядерного деления. Вращающаяся оправка 50 меньше, чем вращающаяся оправка 48 и расположена сверху вращающейся оправки 48. Механизм 52 со смещенным плечом проходит через вращающуюся оправку 48 к верхней части активной зоны 12 реактора ядерного деления. Механизм 52 со смещенным плечом выполнен с возможностью вращения с помощью вращающейся оправки 48. Механизм 54 прямолинейного перемещения проходит через вращающуюся оправку 50 к верхней части активной зоны 12 реактора ядерного деления.

Нижние концы механизма 52 со смещенным рычагом и механизма 54 прямолинейного перемещения содержат соответствующие захватные устройства, такие как грейферы и т.п., что дает возможность захватывать выбранные делящиеся тепловыделяющие сборки 18 и воспроизводящие тепловыделяющие сборки 20а м 20b (и в некоторых случаях применения. которые будут рассматриваться ниже, сборки поглотителей нейтронов. расположенные в периферийной области 24 активной зоны) с помощью механизма 52 с офсетным рычагом и механизма 54 прямолинейного перемещения во время операций по перемещению.

Вращение вращающихся оправок 48 и 50 и механизма 52 со смещенным рычагом позволяет механизму 52 со смещенным рычагом 52 и механизму 54 прямолинейного перемещения локализоваться в любой желаемой позиции для выталкивания выбранной сборки из активной зоны 12 реактора ядерного деления и для повторной вставки выбранной сборки в активную зону 12 реактора ядерного деления в любое необходимое пустое место.

Согласно некоторым вариантам осуществления внутриреакторная перегрузочная система 28 может быть дополнительно сконфигурирована таким образом, чтобы перемещать одни из сборок поглотителей нейтронов в выбранные позиции в периферийной области 24 активной зоны. В таких случаях позиции в периферийной области 24 активной зоны могут быть выбраны из заранее заданных радиальных позиций в периферийной области 24 активной зоны. исходя из заранее заданного уровня выгорания тепловыделяющих сборок 18. 20а и/или 20b (в зависимости от стадий кампании активной зоны и уровней выгорания), расположенных в периферийной области 24 активной зоны.

Согласно некоторым вариантам осуществления, внутриреакторная перегрузочная система 28 может быть дополнительно сконфигурирована таким образом, чтобы вращать одни из сборок поглотителя нейтронов.

13 некоторых вариантах осуществления, внутриреакторная перегрузочная система 28 может быть дополнительно сконфигурирована таким образом, чтобы переставить одни из делящихся тепловыделяющих сборок 18 и одни из воспроизводящих тепловыделяющих сборок 20а и/или 20b (в зависимости от стадии кампании активной зоны и уровней выгорания) между центральной областью 16 активной зоны и частью бака 14 реактора, расположенного по необходимости снаружи от активной зоны 12 реактора ядерного деления.

КОМПОНЕНТЫ ВНУТРИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

Представлено в качестве неограничивающего примера, согласно вариантам осуществления активной зоны 12 реактора ядерного деления достаточное число делящихся тепловыделяющих сборок достигают начальной критичности и достаточного воспроизводства для достижения установившегося состояния воспроизводства и горения (воспроизводства и деления) активной зоны реактора ядерного деления. Делящиеся сборки первоначально располагают в центральной области 16 активной зоны, генерирующей большую часть энергии активной зоны. Делящиеся тепловыделяющие сборки размещают в центральной области 16 активной зоны и в периферийной области 24 активной зоны. а их число выбирают таким образом, что реактора мог работать до 40 или более лет без необходимости введения нового топлива в реактор. Начальная загрузка активной зоны конфигурируется так, чтобы достичь критичности с небольшим значением избыточной реактивности и нарастания мощности до полного выхода энергии вскоре после изначального запуска реактора. Избыточная реактивность возрастает, потому что происходит воспроизведение до тех пор, пока заданное выгорание не будет достигнуто в выбранном числе тепловыделяющих сборок. Возрастание реактивности компенсируется перемещаемыми сборками управления реактивностью, которые постепенно вставляют в активную зону для поддержания критичности активной зоны.

Представлено также в качестве неограничивающего примера, волна воспроизводства и деления («волна воспроизводства-выгорания») исходит из центральной области 16 активной зоны, но не перемещается через материал фиксированной активной зоны. Вместо этого, образуется «стоячая» волна воспроизводства и деления («выгорания») путем периодического перемещения материала активной зоны в область воспроизведения-выгорания и из нее. Такое перемещение тепловыделяющих сборок называется «перестановкой топлива» и более подробно описано ниже.

Подробности относительно компонентов, находящихся внутри активной зоны 12 реактора ядерного деления, теперь будут рассмотрены посредством неограничивающих примеров. При релевантности, должны быть отмечены различия в кампании активной зоны и/или уровни выгорания тепловыделяющих сборок и/или расположения тепловыделяющих сборок внутри активной зоны 12 реактора ядерного деления.

Вне зависимости от стадии кампании активной зоны, центральная область 16 активной зоны содержит перемещаемые сборки 22 управления реактивностью. Перемещаемые сборки 22 управления реактивностью вполне могут быть представлены в виде управляющих стрежней и могут быть перемещены аксиально в центральную область 16 активной зоны или из нее посредством соответствующих приводных механизмов управляющих стержней. Следует принимать во внимание, что аксиальное положение перемещаемых сборок 22 управления реактивностью может регулироваться при помощи приводных механизмов управляющих стержней для введения поглощающего нейтроны материала в центральную область 16 активной зоны и/или удаления поглощающего нейтроны материала из центральной области 16 активной зоны в зависимости от необходимости (таким образом, чтобы компенсировать рост реактивности, чтобы компенсировать снижение реактивности, для остановки реактора и/или запуска реактор после остановки реактора). Следует также понимать, что согласно некоторым вариантам осуществления перемещаемые сборки 22 управления реактивностью могут выполнять функции безопасности. например быстрое введение поглощающего нейтроны материала для быстрой остановки реактора (т.е. осуществлять аварийное отключение реактора). Согласно некоторым вариантам осуществления, поглощающий нейтроны материал, расположенный в перемещаемых сборках 22 управления реактивностью, может содержать гидрид гафния.

Также вне зависимости от стадии кампании активной зоны, периферийная область 24 активной зоны содержит сборки 26 поглотителя нейтронов. В отличие от перемещаемых сборок 22 управления реактивностью (которые могут перемещаться во время работы реактора в случае необходимости, например для компенсирования роста реактивности), сборки 26 поглотителя нейтронов остаются на месте и не движутся во время работы реактора. Сборки 26 поглотителя нейтронов помогают поддерживать низкий уровень мощности активной зоны в периферийной области 24 активной зоны. Такой низкий уровень помогает упростить требования к потоку охладителя в периферийной области 24 активной зоны. Этот низкий уровень мощности также помогает сгладить последующее возрастание выгорания в тепловыделяющих сборках, которые ранее использовались для распределения энергии в центральной области 16 активной зоны и в последующем были удалены из центральной области 16 активной зоны в периферийную область 24 активной зоны. Согласно некоторым вариантам осуществления поглощающий нейтроны материал, расположенный в сборках 26 поглотителя нейтронов, может содержать гидрид гафния.

Однако, как упоминалось выше, в некоторых вариантах осуществления, в случае необходимости сборки 26 поглотителя нейтронов могут передвигаться посредством внутриреакторной перегрузочной системы 28 среди выбранных положений в периферийной области 24 активной зоны. Как упоминалось выше, положения в периферийной области 24 активной зоны могут выбираться из заранее заданных радиальных положений в периферийной области 24 активной зоны. на основании заданного уровня выгорания тепловыделяющих сборок 18. 20а и/или 20b реактора ядерного деления (в зависимости от стадии кампании активной зоны и уровней выгорания), которые расположены в периферийной области 24 активной зоны. Как уже обсуждалось выше, в некоторых других вариантах осуществления сборки 26 поглотителей нейтронов могут вращаться посредством внутриреакторной перегрузочной системы 28.

Теперь, после обсуждения перемещаемых сборок 22 управления реактивностью и сборок 26 нейтронного поглотителя, будут рассмотрены тепловыделяющие сборки 18. 20а и 20b. Как упоминалось выше, это обсуждение содержит ссылки на разные стадии кампании активной зоны.

Вне зависимости от стадии кампании активной зоны, воспроизводящий материал в воспроизводящих тепловыделяющих сборках 20 (т.е. воспроизводящих тепловыделяющих сборках 20а и воспроизводящих тепловыделяющих сборках 20b) содержит U²³⁸. Согласно различным вариантам осуществления U²³⁸ может содержать природный уран и/или обедненный уран. Таким образом, в разных вариантах осуществления по меньшей мере одна из воспроизводящих тепловыделяющих сборок 20а может содержать U²³⁸, содержащий природный уран. Согласно некоторым вариантам осуществления по меньшей мере одна из воспроизводящих тепловыделяющих сборок 20а может содержать U²³⁸. содержащий обедненный уран. Согласно некоторым вариантам осуществления по меньшей мере одна из воспроизводящих тепловыделяющих сборок 20b может содержать U²³⁸, содержащий природный уран. Согласно некоторым вариантам осуществления по меньшей мере одна из воспроизводящих тепловыделяющих сборок 20b может содержать U²³⁸, содержащий обедненный уран. То есть, в любой момент кампании активной зоны одна или более тепловыделяющих сборок 20а могут содержать U²³⁸, содержащий природный уран, одна или более тепловыделяющих сборок 20а могут содержать U²³⁸, содержащий обедненный уран, одна или более тепловыделяющих сборок 20b могут содержать U²³⁸. содержащий натуральный уран и/или одна или более тепловыделяющих сборок 20b могут содержать U²³⁸.

содержащий обедненный уран.

Таким образом, вне зависимости от стадии кампании активной зоны, U²³⁸ в воспроизводящих тепловыделяющих сборках 20а и/или 20b не нужно ограничивать до любого из природного урана или обедненного урана. Таким образом, на любой стадии кампании активной зоны одна или более тепловыделяющих сборок 20а может содержать природный уран, одна или более тепловыделяющих сборок 20а может содержать обедненный уран, одна или более тепловыделяющих сборок 20b может содержать природный уран и/или одна или более тепловыделяющих сборок 20b может содержать обедненный уран.

В начале эксплуатации (BOL), согласно различным вариантам осуществления, центральная область 16 активной зоны содержит делящиеся тепловыделяющие сборки 18, воспроизводящие тепловыделяющие сборки 20а и перемещаемые сборки 22 управления реактивностью, а периферийная область активной зоны содержит воспроизводящие тепловыделяющие сборки 20b и сборки 26 поглотителя нейтронов. Воспроизводящие тепловыделяющие сборки 20а и 20b, перемещаемые сборки 22 управления реактивностью и сборки 26 поглотителя нейтронов рассматривались выше для всех стадий кампании активной зоны, включая BOL.

В начале эксплуатации (BOL), центральная область 16 активной зоны содержит делящиеся тепловыделяющие сборки 18 и воспроизводящие тепловыделяющие сборки 20, а во время кампании активной зоны (и, возможно, в конце кампании) центральная область 16 активной зоны содержит делящиеся тепловыделяющие сборки 18 и воспроизводящие тепловыделяющие сборки 20а и/или 20b. Тепловыделяющие сборки 18 и 20 могут быть установлены в зависимости от необходимости в центральной области 16 активной зоны. Согласно некоторым вариантам осуществления тепловыделяющие сборки 18 и 20 могут быть расположены симметрично внутри центральной области 16 активной зоны.

В начале эксплуатации (BOL), делящиеся тепловыделяющие сборки 18 содержат обогащенные делящиеся тепловыделяющие сборки 18а. Согласно различным вариантам осуществления обогащенный делящийся материал в обогащенных делящихся тепловыделяющих сборках 18а содержит U²³⁵. Уран в обогащенных делящихся тепловыделяющих сборках 18а обычно обогащен менее чем на двадцать процентов (20%) в изотопе U²³⁵. Следует отметить, что согласно некоторым вариантам осуществления (например первый из ряда ядерных реакторов деления 10). в BOL весь делящийся материал в делящихся тепловыделяющих сборках 18а содержит U²³⁵.

Однако, согласно другим вариантам осуществления (например в последующих энных образцах ряда реакторов ядерного деления 10), как будет рассмотрено ниже, в BOL по меньшей мере некоторый делящийся материал в делящихся тепловыделяющих сборках 18а может содержать Pu²³⁹ (который был воспроизведен в предыдущих образцах ряда ядерных реакторов деления 10).

Также следует понимать, что только небольшая масса делящегося ядерного топлива (относительно общей массы ядерного топлива, включая воспроизводящее ядерное топливо, включенного в активную зону реактора ядерного деления 10, и, как очевидно, в противоположность обычному реактору-размножителю на быстрых нейтронах) вовлечена в инициацию волны воспроизведения и деления (воспроизведения-выгорания) в активной зоне реактора ядерного деления 10. Иллюстративная инициация и распространение волны воспроизведения и деления (воспроизведения-выгорания) раскрывается посредством примера, а не ограничения в заявке на патент США №11/605,943, под названием AUTOMATED NUCLEAR POWER REACTOR FOR LONG-TERM OPERATION (Автоматический ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДОЛГОВРЕМННОЙ РАБОТЫ, авторов RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. 1SHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, И LOWELL L. WOOD, JR. в качестве изобретателей, поданной 28 ноября 2006 г., содержание которого ссылкой включено в настоящий документ. Следует также отметить, что специалист в области техники, относящейся к конструированию и функционированию ядерных реакторов деления, будет способен определить без излишних экспериментов количество делящегося ядерного топлива, вовлеченного в инициацию волны воспроизведения и деления (воспроизведения-выгорания) в активной зоне реактора ядерного деления 10 любого размера по желанию.

Следует понимать, что волна воспроизведения-выгорания не движется через фиксированный материал активной зоны. Вместо этого «стоячая» волна воспроизводства и выгорания (деления) устанавливается путем периодического перемещения материала активной зоны в область воспроизведения-выгорания и из нее. Это перемещение тепловыделяющих сборок называют «перестановкой топлива» и более подробно описано ниже.

Также следует понимать, что после BOL реактор ядерного деления 10 запускают, и начинается деление обогащенных делящихся тепловыделяющих сборок 18а. Некоторые из нейтронов могут поглощаться ядрами воспроизводящего материала, такого как U²³⁸, в воспроизводящих тепловыделяющих сборках 20а в центральной области 16 активной зоны. В результате такого поглощения в некоторых примерах U²³⁸ будет преобразован путем захвата в U²³⁹, затем через β распад в Np²³⁹, и затем через последующий β распад в Рu²³⁹. Таким образом, в таких случаях воспроизводящий материал (т.е. V²³⁸) в воспроизводящих тепловыделяющих сборках 20а должен воспроизводиться до делящегося материала (т.е. Pu²³⁹), и, в результате, такие воспроизводящие тепловыделяющие сборки 20а будут преобразованы во вторичные тепловыделяющие сборки 18b.

Таким образом, следует понимать, что после BOL делящиеся тепловыделяющие сборки 18 в центральной области 16 активной зоны содержат обогащенные делящиеся тепловыделяющие сборки 18а и вторичные делящиеся тепловыделяющие сборки 18b. Как указывалось выше делящийся материал в обогащенных делящихся тепловыделяющих сборках 18а могут содержать U²³⁵, а делящийся материал во вторичных делящихся тепловыделяющих сборках 18b может содержать Рu²³⁹.

Некоторые из других нейтронов могут поглощаться другими ядрами воспроизводящего материала, такого как U²³⁸. в воспроизводящих тепловыделяющих сборках 20а в Центральной области 16 активной зоны. В результате такого поглощения в некоторых других примерах следует понимать. что U²³⁸ в некоторых воспроизводящих тепловыделяющих сборках 20а может быть подвержен быстрому делению.

Следует также понимать, что после BOL может произойти утечка некоторого количества нейтронов из центральной области 16 активной зоны в периферийную область 24 активной зоны. В таких случаях, некоторые вытекшие нейтроны могут поглощаться воспроизводящим материалом (таким как U²³⁸) в воспроизводящих тепловыделяющих сборках 20b в периферийной области 24 активной зоны. В результате такого поглощения и как обсуждалось выше, в некоторых примерах U²³⁸ будет преобразован пу