Способы перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе деления (варианты)

Способы перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе деления (варианты)

Иллюстрации

Показать все

Реферат

ОБЛАСТЬ, К КОТОРОЙ ОТНОСИТСЯ ИЗОБРЕТЕНИЕ

Настоящее изобретение относится к способам и системам для перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе деления.

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 самые ранние имеющиеся даты приоритета для других заявок на патент, кроме предварительных, или притязает на преимущества в соответствии с 35 USC § 119(e) для предварительных заявок на патент, для любых и всех родовых заявок Родственной Заявки (Родственных Заявок). Предмет Родственных Заявок и любых и всех родовых заявок Родственных Заявок полностью ссылкой включает в настоящее описание в степени, в какой этот предмет согласуется с настоящим описанием.

Родственные заявки

Для целей, не предусмотренных требований Ведомства по патентам и товарным знакам США USPTO, настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №12/590448 под названием «METHODS AND SYSTEMS FOR MIGRATING FUEL ASSEMBLIES IN A NUCLEAR FISSION REACTOR», в которой Ehud Greenspan, Roderick A. Hyde, Robert C. Petroski, Joshua C. Walter, Thomas Allan Weaver, Charles Whitmer, Lowell L. Wood, Jr., и George B. Zimmerman названы как изобретатели, поданной 6 ноября 2009 года, которая в настоящее время является одновременно рассматриваемой,

или является заявкой, одновременно рассматриваемая с которой заявка имеет право на приоритет по дате подачи.

Для целей, не предусмотренных требований USPTO, настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №12/657725 под названием «METHODS AND SYSTEMS FOR MIGRATING FUEL ASSEMBLIES IN A NUCLEAR FISSION REACTOR», в которой Ehud Greenspan, Roderick A.Hyde, Robert C.Pelroski. C.Walter, Thomas Allan Weaver, Charles Whitmer, Lowell L. Wood, Jr., и George B.Zimmerman названы как изобретатели, поданной 25 января 2010 года, которая в настоящее время является одновременно рассматриваемой, или является заявкой, одновременно рассматриваемая с которой заявка имеет право на приоритет но дате подачи.

Для целей, не предусмотренных требований USPTO, настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №12/657726 под названием «METIIODS AND SYSTEMS FOR MIGRATING FUEL ASSEMBLIES IN A NUCLEAR FISSION REACTOR», в которой Ehud Greenspan, Roderick A.Hyde, Robert C.Petroski, Joshua C.Walter. Thomas Allan Weaver, Charles Whitmer. Lowell L. Wood. Jr., и George B.Zimmerman названы как изобретатели, поданной 25 января 2010 года, которая в настоящее время является одновременно рассматриваемой, или является заявкой, одновременно рассматриваемая с которой заявка имеет право на приоритет по дате подачи.

Для целей, не предусмотренных требований USPTO, настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №12/657735 под названием «METHODS AND SYSTEMS FOR MIGRATING FUEL ASSEMBLIES IN A NUCLEAR FISSION REACTOR», в которой Ehud Greenspan, Roderick A.Hyde, Robert C.Petroski, Joshua C.Walter, Thomas Allan Weaver, Charles Whitmer. Lowell L.Wood. Jr., и George B.Zimmerman названы как изобретатели, поданной 25 января 2010 года, которая в настоящее время является одновременно рассматриваемой, или является заявкой, одновременно рассматриваемая с которой заявка имеет право на приоритет по дате подачи.

Ведомство по патентам и товарным знакам США USPTO опубликовало уведомление о том, что компьютерные программы USPTO требуют, чтобы заявители ссылались на порядковый номер заявки и указывали, является ли заявка продолжением, частичным продолжением или разделением заявки на патент. См. Stephen G.Kunin, Benefit of Prior-Filed Application, USPTO Official Gazette March 18, 2003. 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 пи порядкового номера заявки, пи 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).

КРАТКОЙ ОПИСАНИИ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Па примерах иллюстративных вариантов осуществления предлагаются способы и системы для перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе деления, способы эксплуатации ядерного реактора на бегущей волне, способы управления ядерным реактором на бегущей волне, системы для управления ядерным реактором на бегущей волне, компьютерные программные продукты для управления ядерным реактором на бегущей волне и ядерные реакторы на бегущей волне с системами для перемещения тепловыделяющих сборок.

Вышеприведенное краткое описание является лишь иллюстративным и не предназначено каким-либо образом ограничивать объем настоящего изобретения. В дополнение к иллюстративным аспектам, вариантом осуществления и отличительным признакам, описанным выше, из графического материала и последующего подробного описания станут очевидными дальнейшие аспекты, варианты осуществления и отличительные признаки.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ГРАФИЧЕСКОГО МАТЕРИАЛА

Фиг.1А представляет собой блок-схему иллюстративного способа эксплуатации ядерного реактора на бегущей волне.

Фиг.1B-1D представляют собой виды в перспективном изображении в частично схематическом виде компонентов иллюстративных активных зон ядерного реактора.

Фиг.1E-1Н иллюстрируют влияния на форму фронта горения бегущей волны ядерного деления перемещения выбранных тепловыделяющих подсборок ядерного деления.

Фиг.1I представляет собой блок-схем) детали части способа на фиг.1А.

Фиг.1J иллюстрирует вращение тепловыделяющей подсборки ядерного деления.

Фиг.1K представляет собой блок-схему детали части способа на фиг.1А.

Фиг.1L иллюстрирует переворачивание тепловыделяющей подсборки ядерного деления.

Фиг.1M-1N представляют собой блок-схемы детали части способа на фиг.1А.

Фиг.1O иллюстрирует спиральное перемещение тепловыделяющей подсборки ядерного деления.

Фиг.1P представляет собой блок-схему детали части способа на фиг.1А.

Фиг.1Q иллюстрирует аксиальное перемещение тепловыделяющей подсборки ядерного деления.

Фиг.1R иллюстрирует практически сферическую форму фронта горения бегущей волны ядерного деления.

Фиг.1S иллюстрирует непрерывно искривленную поверхность фронта горения бегущей волны ядерного деления.

Фиг.1T иллюстрирует практически осесимметричную форму фронта горения бегущей волны ядерного деления.

Фиг.1U-IV иллюстрируют практически n-кратную осевую симметрию формы фронта горения бегущей волны ядерного деления.

Фиг.1W иллюстрирует асимметричную форму фронта горения бегущей волны ядерного деления.

Фиг.1X-1AF представляют собой блок-схемы деталей частей способа на фиг.1A.

Фиг.2A представляет собой блок-схему иллюстративного способа управления ядерным реактором на бегущей полис.

Фиг.2B-2M представляют собой блок-схемы деталей частей способа на фиг.2А.

Фиг.3A представляет собой блок-схему иллюстративной системы для системы для определения перемещения тепловыделяющих подсборок ядерного деления.

Фиг.3B-3C представляют собой блок-схемы деталей компонентов системы на фиг.3A.

Фиг.4А представляет собой блок-схему иллюстративной системы для перемещения тепловыделяющих подсборок ядерного деления.

Фиг.4B-4С представляют собой блок-схемы деталей компонентов системы на Фиг.4A.

Фиг.5 представляет собой блок-схему в частично схематическом виде иллюстративного ядерного реактора на бегущей волне.

Фиг.6A представляет собой блок-схему иллюстративного способа эксплуатации ядерного реактора на бегущей волне.

Фиг.6B представляет собой блок-схему детали части способа на фиг.6A.

Фиг.7 представляет собой блок-схему иллюстративного способа эксплуатации ядерного реактора на бегущей волне.

Фиг.8 представляет собой блок-схему иллюстративного способа эксплуатации ядерного реактора на бегущей волне.

Фиг.9 представляет собой блок-схему иллюстративного способа эксплуатации ядерного реактора на бегущей волне.

Фиг.10A представляет собой блок-схему иллюстративного способа эксплуатации ядерного реактора.

Фиг.10B-10D представляют собой блок-схемы деталей частей способа на фиг.ЮЛ.

ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ

В последующем подробном описании приводятся ссылки на прилагаемые чертежи. На этих чертежах, если контекст не диктует иначе, подобные компоненты обозначены подобными позициями. Иллюстративные варианты осуществления, описанные в подробном описании, на чертежах и в формуле изобретения не должны рассматриваться как ограничивающие объем настоящего изобретения. Могут использоваться и другие варианты осуществления, и могут вноситься и другие изменения в пределах сущности или объема предмета изобретения, представленного в настоящей заявке.

В соответствии с иллюстративными вариантами осуществления, предлагаются способы и системы для перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе деления, способы эксплуатации ядерного реактора на бегущей волне, способы управления ядерным реактором на бегущей волне, системы для управления ядерным реактором на бегущей волне, компьютерные программные продукты для управления ядерным реактором на бегущей волне, и ядерные реакторы на бегущей волне с системами для перемещения тепловыделяющих сборок.

Обзор бегущей волны ядерного деления

Перед тем, как будут объяснены детали, касающиеся вариантов осуществления, не ограничивающих объем настоящего изобретения, будет приведен краткий обзор, касающийся бегущей волны ядерного деления. Хотя бегущая волна ядерного деления известна также как дефлаграционная волна ядерного деления, для доходчивости в настоящем описании будет использоваться термин «бегущая волна ядерного деления». Части последующего рассмотрения включают информацию, взятую из доклада, озаглавленного "Completely Automated Nuclear Power Reactors For Long-Term Operation: III. Enabling Technology For Large-Scale, Low-Risk, Affordable Nuclear Electricity", авторы Edward Teller, Muriel Ishikawa, Lowell Wood, Roderic Hyde и John Nuckolls, представленном на семинаре в июле 2003 года в Аспспском институте глобальных изменений, публикация Ливерморекой национальной лаборатории им. Лоуренса (Калифорнийский университет) UCRL-JRNL-122708 (2003) (этот доклад в виде статьи был подготовлена для журнала Energy, International Journal 30 ноября 2003 года), содержание которой ссылкой включается в настоящее описание.

В "волне", которая перемещается через активную зону ядерного реактора на бегущей волне со скоростями порядка примерно сантиметр в год. воспроизводящий материал ядерного топлива воспроизводится в делящийся материал ядерного топлива, который затем претерпевает деление.

Некоторые из ядерных топлив, предполагаемых для использования в ядерных реакторах на бегущей волне, обычно широкодоступны, такие, как (без ограничения) уран (природный, обедненный или обогащенный), торий, плутоний или даже ранее сожженные тепловыделяющие сборки. Могут использоваться и другие, менее широкодоступные ядерные топлива, такие, как (без ограничения) другие актинидные элементы или их изотопы. Некоторые ядерные реакторы на бегущей волне предполагают долгосрочную эксплуатацию с полной мощностью в течение порядка примерно 30-50 лет или дольше. Некоторые ядерные реакторы на бегущей волне не предполагают дозаправку ядерным топливом (вместо этого предполагают захоронение на месте в конце срока службы), а некоторые другие ядерные реакторы на бегущей волне предполагают дозаправку ядерным топливом, причем некоторые дозаправки ядерным топливом происходят при плановой остановке, а некоторые дозаправки ядерным топливом происходят при работе с генерированием энергии. Предполагается также, что в некоторых случаях регенерации ядерного топлива можно избежать, тем самым снижая вероятность использования в военных целях и других проблем.

Одновременное выполнение желаний достичь эксплуатации 30-50 лет (или дольше) на полной мощности без дозаправки ядерным топливом и избежать регенерации ядерного топлива может повлечь за собой использование спектра быстрых нейтронов. Кроме того, распространение бегущей волны ядерного деления обеспечивает высокое среднее выгорание необогащенных актинидных топлив, таких, как природный уран или торий, и использование сравнительно малой области "игнайтера ядерного деления" умеренного изотопного обогащения ядерных делящихся материалов в топливной загрузке активной зоны реактора.

Как таковая, активная зона ядерного реактора на бегущей волне может включать в себя игнайтер ядерного деления и более крупную область распространения дефлаграцнонной волны горения ядерного деления. Область распространения дефлаграционной волны горения ядерного деления содержит ториевое или урановое топливо и действует по общему принципу воспроизводства ядерного топлива с использованием спектра быстрых нейтронов.

Активная зона ядерного реактора на бегущей волне является реактором-размножителем (бридером) но причинам эффективного использования ядерного топлива и минимизации потребности в изотопном обогащении. Кроме того, спектр быстрых нейтронов используется, поскольку большое поперечное сечение поглощения продуктов деления для тепловых нейтронов обычно не позволяет добиться высокого использования тория или более обильного изотопа урана ²³⁸U в вариантах осуществления с урановым топливом без удаления продуктов деления.

Теперь будет объяснена иллюстративная бегущая волна ядерного деления. Распространение дефлаграционных волн горения по ядерным топливным материалам может высвобождать энергию на прогнозируемых уровнях. Кроме того, если конфигурация материала имеет достаточно не зависящих от времени признаков, например, как конфигурации, встречающиеся в типичных промышленных энергетических ядерных, реакторах. то последующее производство энергии может быть на устойчивом уровне. Наконец, если бы скорость распространения бегущей волны можно было регулировать снаружи практически оправданным образом, то скоростью высвобождения энергии и, таким образом, производством энергии можно было бы управлять, как требуется.

Далее объясняется нуклеоника бегущей волны ядерного деления. Вызывание ядерного деления выбранных изотопов актинидных элементов делящихся поглощением нейтронов любой энергии может обеспечить высвобождение энергии связи ядра при любой температуре материала, включая произвольно низкие. Нейтроны, которые поглощаются делящимся актинидным элементом, могут создаваться игнайтером ядерного деления.

Высвобождение более одного нейтрона на поглощенный нейтрон, в среднем, путем ядерного деления практически любого делящегося актинидного изогона может дать возможность дли дивергирования опосредованной нейтронами ядерной цепной реакции. Обычно, число нейтронов, высвобождающихся при каждом поглощении, определяется как η, где η=υσ_f/(σ_f+σ_c), где υ - число нейтронов, высвобождающихся при делении. Высвобождение более двух нейтронов на каждый поглощенный нейтрон (в определенных диапазонах энергии нейтронов, в среднем) может позволить вначале преобразование атома неделящегося изотопа в делящийся (через захват нейтрона и последующий бета-распад) начальным захватом нейтрона, а затем дополнительно позволить деление нейтроном ядра вновь созданного делящегося изотопа в ходе второго поглощения ядерного деления.

Многие ядерные виды с высоким Z (Z≥90) могут использоваться в качестве ядерного топливного материала в реакторе на бегущей волне (или бридерном реакторе), если, в среднем, один нейтрон из данного события ядерного деления может радиоактивно захватываться на неделящемся, но воспроизводящем ядре, которое затем превратится (например, путем бета-распада) в делящееся ядро, а второй нейтрон из того же событии ядерного деления может захватываться на делящемся ядре и, тем самым, вызывать деление. В частности, если любое из этих созданий условий является установившимся, условия для распространения бегущей волны ядерного деления могут быть достаточными в данном материале.

Вследствие бета-распада промежуточных изотопов в процессе превращения воспроизводящего ядра в делящееся, скорость, с которой делящийся материал делается доступным для деления, является ограниченной. Следовательно, характеристическая скорость продвижения волны ограничивается периодами полураспада порядка нескольких дней или месяцев. Например, характеристическая скорость может быть порядка отношения расстояния, пройденною нейтроном от его рождения при делении до его радиационного захвата на воспроизводящем ядре (то есть, среднего свободного пути), к полупериоду (самого долгоживущего ядра в цепи) бета-распада, приводящему из воспроизводящего ядра к делящемуся. Для большинства интересуемых случаев это характеристическое расстояние транспорта нейтрона при делении в актиноидах нормальной плотности равно приблизительно 10 см, а полупериод бета-распада составляет 10⁵-10⁶ секунд. Соответственно, для некоторых конструкций характеристическая скорость волны равна 10^-4-10^-7 см/с. Продвижение с этой относительно низкой скоростью указывает на то. что волна может характеризоваться как бегущая или дефлаграционная волна, по не детонационная волна.

Если бегущая волна пытается ускорить продвижение, ее передняя кромка сталкивается с все более чистым воспроизводящим материалом (который является относительно материалом с потерями в нейтронном смысле), поскольку концентрация делящихся ядер далеко впереди от центра волны становится экспоненциально низким. Таким образом, передняя кромка волны (именуемая в настоящем описании "фронтом горения") останавливается или замедляет распространение. И наоборот, если волна замедляет распространение, и коэффициент превращения поддерживается выше единицы (то есть, скорость воспроизводства выше скорости деления), локальная концентрация делящихся ядер от продолжающегося бета-распада повышается, локальные скорости деления и производства нейтронов возрастают, и передняя кромка волны, то есть, фронт горения, ускоряется.

Наконец, если тепло, связанное с ядерным делением, удаляется достаточно быстро изобретения всех частей конфигурации первоначально воспроизводящего вещества, в котором распространяется волна, распространение может происходить при произвольно низкой температуре материала - хотя температуры как нейтронов, так и делящихся ядер могут быть около 1 МэВ.

Этих условии инициирования и распространения бегущей волны ядерного деления можно добиться с легкодоступными материалами. Хотя делящиеся изотопы актинидных элементов редко встречаются в земной коре, как в абсолютном отношении, так и в части воспроизводящих изотопов этих элементов, делящиеся изотопы можно концентрировать, обогащать и синтезировать. Например, хорошо известно использование как природных, так и искусственных делящихся изотопов, таких, как ²³³U, ²³⁵U и ²³⁹Pu соответственно, для начала ядерных цепных реакций.

Рассмотрение соответствующего нейтронного сечения позволяет предположить, что бегущая волна ядерного деления может сжигать большую часть активной зоны из природных актинидов, таких, как ²³²Th или ²³⁸U, если спектр нейтронов в волне является 'жестким' или 'быстрым'. То есть, если нейтроны, которые несут ценную реакцию в волне, имеют энергии, которые не очень малы по сравнению с приблизительно 1 МэВ, при которой они испаряются из ранних осколков деления, относительно больших потерь для в пространственно-временном локальном балансе нейтронов можно избежать, если локальная массовая доля продуктов деления становится сравнимой с массовой долей воспроизводящего материала (помня, что один моль делящегося материала при делении превращается в два моля ядер-продуктов деления). При энергиях нейтронов ≤0,1 МэВ существенными могут стать потери нейтронов даже у типичных конструктивных материалов нейтронных реакторов, таких, как Ta, который имеет требуемые свойства при высоких температурах.

Еще одно соображение - это (сравнительно малое) изменение при изменении энергии падающего нейтрона множественности нейтронов, испускаемых при делении, ν, и доля всех событий поглощения нейтрона, которые приводят к делению (а не просто эмиссии γ-лучей при захвате нейтрона), α. Алгебраический знак функции α(ν-2) составляет условие для осуществимости распространения бегущей волны ядерного деления в воспроизводящем материале по сравнению с общим балансом делящейся изотопной массы в отсутствие утечки нейтронов из активной зоны или паразитных поглощений (таких, как на продуктах деления) в ней, для каждого из делящихся изотопов активной зоны реактора. Алгебраический знак обычно является положительным для всех интересуемых делящихся изотопов от энергий нейтронов при делении приблизительно 1 МэВ вниз до области резонансного захвата.

Количество α(ν-2)/ν определяет верхнюю границу доли всех рожденных делением нейтронов, которые могут быть утеряны из-за утечки, паразитного поглощения или геометрической дивергенции при распространении бегущей волны. Следует отметить, что эта доля составляет 0,15-0,30 для основных делящихся изотопов в диапазоне энергий нейтронов, который преобладает во всех конфигурациях эффективно незамедленных актинидных изотопов, представляющих практический интерес (приблизительно 0,1-1,5 МэВ). В отличие от ситуации, преобладающей для нейтронов (над)тепловой энергии, в которой паразитные потери, обусловленные продуктами деления, доминируют над паразитными потерями при превращении из воспроизводящего элемента в делящийся на 1-1,5 десятичных порядка величины, генерирование делящихся элементов при захвате на воспроизводящих изотопах превосходит захват продуктов деления на 0.7 1,5 порядка величины в диапазоне энергий нейтронов 0,1-1,5 МэВ. Первое предполагает, что превращение из воспроизводящего элемента в делящийся будет осуществимо лишь в степени 1,5-5% при тепловых энергиях нейтронов или возле них, в то время как последнее указывает, что для энергетического спектра нейтронов прямого деления можно ожидать превращений свыше 50%.

При рассмотрении условий для распространения бегущей волны ядерного деления при некоторых подходах утечкой нейтронов для очень крупных «самоотраженных» конфигураций актинидов можно эффективно пренебречь. Ясно, что распространение бегущей волны может быть установлено в достаточно крупных конфигурациях двух типов актинидов, которых относительно много в земной коре: ²³²Th и ²³⁸U, исключительные и основные (то есть, наиболее долгоживущие) изотопные компоненты природных тория и урана соответственно.

В частности, транспорт нейтронов деления в этих изотопах актинидов, вероятно, приведет либо к захвату на ядре воспроизводящего изотопа, либо к делению делящего ядра до того, как энергия нейтрона уменьшится значительно ниже 0,1 МэВ (и после чего он становится поддающимся - с не пренебрежимо малой вероятностью захвату на ядре продукта деления). Ясно, что концентрации ядер продуктов деления может приближаться к концентрациям воспроизводящих ядер или в некоторых случаях превышать их, а концентрации делящихся ядер могут быть на порядок величины меньше таковых продуктов деления или воспроизводящих ядер, оставаясь в количественном отношении практически надежным. Рассмотрение соответствующих сечений рассеяния нейтронов позволяет предположить, что конфигурации актинидов, которые являются достаточно экстенсивными, чтобы эффективно быть бесконечно 'толстыми то есть, самоотражающими для нейтронов деления в их радиальном размере, будут иметь произведения плотности на радиус >>200 г/см² - то есть, они будут иметь радиусы >>10-20 см плотности твердого ²³⁸U-²³²Th.

Саморегулирующаяся волна («волна-самоед») обеспечивает достаточно избыточных нейтронов для воспроизводства нового делящегося материала 1-2 средних свободных путей в еще пестревшее топливо, эффективно заменяя делящееся топливо, сгоревшее в волне. 'Зола' сзади пика волны горения является практически 'нейтронно-нейтральной', поскольку нейтронная реактивность ее делящейся фракции уравновешена паразитными поглощениями запасов структуры и продуктов деления на верху утечки. Если запас делящихся атомов в центре волны и непосредственно перед ней со временем не изменяется по мере распространения волны, то это происходит стабильно; если меньше, то волна 'умирает', а если больше, о волне могут говорить, что она 'разгоняется'.

Таким образом, бегущая волна ядерного деления может распространяться и поддерживаться практически в установившемся режиме в течение продолжительного времени в конфигурациях изотопов природных актинидов.

В приведенном выше описании рассматривались - на примере, не ограничивающем объем настоящего изобретения - цилиндры круглого сечения из природного уранового или торцевого металла диаметром менее примерно одного метра (и которые могут быть значительно меньшими в диаметре при использовании эффективных отражателей нейтронов), которые могут устойчиво распространять бегущие волны ядерного деления на произвольно большие аксиальные расстояния. Однако распространение бегущих волн ядерного деления не должно толковаться ограничивающимся цилиндрами круглого сечения, симметричными геометриями или односвязными геометриями. В этом отношении дополнительные варианты осуществления альтернативных геометрий активных зон ядерного реактора на бегущей волне описаны в заявке на патент США №11/605943 под названием «AUTOMATED NUCLEAR POWER REACTOR FOR LONG-TERM OPERATION)), в которой RODERICK A.HYDE, MURIEL Y.ISIIIKAWA. NATHAN P.MYHRVOLD. AND LOWELL L.WOOD, JR. названы как изобретатели, поданной 28 ноября 2006 года, содержание которой ссылкой включается в настоящее описание.

Распространение бегущей волны ядерного деления имеет последствия для вариантов осуществления ядерных реакторов на бегущей волне. Как первый пример, на скорость локальной ядерной реакции может с разумными затратами накладываться обратная связь по локальной температуре материала в балансе нейтронов бегущей волны. Этот большой отрицательный температурный коэффициент реактивности нейтронов дает возможность управлять скоростью распространения бегущей волны. Если из горящего топлива извлекается лишь очень малая тепловая энергия, его температура повышается, и зависящая от температуры реактивность падает, и скорость ядерного деления в центре волны становится соответственно малой, и уравнение времени волны отражает лишь очень низкую аксиальную скорость продвижения. Аналогичным образом, если скорость извлечения тепловой энергии высока, температура материала снижается, и реактивность нейтронов повышается, внутриволновой баланс нейтронов становится относительно незатухающим, и волна продвигается в аксиальном направлении относительно быстро. Детали, касающиеся иллюстративных реализаций температурной обратной связи, которые могут включаться в варианты осуществления сборки активной зоны реактора, описаны в заявке на патент США №11/605933 под названием «CONTROLEABLE LONG ГЕКМ OPERATION OF A NUCLEAR REACTOR)), в которой RODERICK A.HYDE, MURIEL Y.ISUIKAWA, NATHAN P.MYHRVOLD. AND LOWELL L. WOOD, JR.. названы как изобретатели, поданной 28 ноября 2006 года, содержание которой ссылкой включается в настоящее описание.

Как второй пример последствий распространения бегущей волны ядерного деления для вариантов осуществления ядерных реакторов на бегущей волне, может использоваться менее чем все производство нейтронов при делении в ядерном реакторе на бегущей волне. Например, системы управления реактивностью, такие, как (без ограничения) поглощающий нейтроны материал в управляющих стержнях или локальных модулях, термостатирующих температуру материала, могут использовать около 5-10% общего производства нейтронов при делении в ядерном реакторе 10 на бегущей волне. Еще ≤10% общего производства нейтронов при делении в ядерном реакторе на бегущей волне могут теряться на паразитное поглощение в высокоэффективных термостойких конструктивных материалах (таких, как Ta, W или Re), используемых в элементах конструкции ядерного реактора на бегущей волне. Это потеря происходит, чтобы реализовать требуемые термодинамические кпд при преобразовании в электрическую энергию и добиться высокой безопасности системы. Z этих материалов, таких, как Та, W и Re, равны приблизительно 80% от Z актинидов, и, таким образом, их сечения радиационного захвата для нейтронов высокой энергии не являются особо малыми по сравнению с их сечениями радиационного захвата актинидов. Последние 5-10% общего производства нейтронов при делении в ядерном реакторе на бегущей волне могут теряться на паразитное поглощение в продуктах деления. Можно, однако, ожидать, что спектр может быть аналогичным спектру реактора на быстрых нейтронах с охлаждением жидким натрием в том, что на паразитное поглощение может приходиться лишь около 1-2% потерь. Как уже отмечалось, баланс нейтронов характеристически является достаточно богатым, что приблизительно 70% общего производства нейтронов при делении достаточно для поддерживания распространения бегущей волны при отсутствии утечки и быстрой геометрической дивергенции.

Как третий пример последствий распространения бегущей волны ядерного деления для вариантов осуществления ядерных реакторов на бегущей волне, высокие выгорания (порядка примерно 20-30% или в некоторых случаях от около 40% или 50% примерно до 80%) начальных запасов актинидного топлива, характерные для бегущих волн ядерною деления, могут обеспечить высокоэффективное использование необогащенного топлива, кроме того, без необходимости регенерации.

Следует отметить, что поток нейтронов из наиболее интенсивно горящей области сзади фронта горения воспроизводит богатую делящимися изотопами область на передней кромке фронта горения, тем самым служит продвижению бегущей волны ядерного деления. После того как фронт горения бегущей волны ядерного деления проходит по данной массе топлива, концентрация делящихся атомов продолжает повышаться, пока радиационный захват нейтронов на имеющихся воспроизводящих ядрах значительно вероятнее, чем на ядрах продуктов деления, в то время как продолжающееся деление создаст все большую массу продуктов деления. Плотность производства ядерной энергии в этой области топливного заряда в любой данный момент времени является максимальной.

Ясно, что далеко сзади продвигающегося фронта горения бегущей волны ядерною деления отношение концентраций ядер продуктов деления (масса которых в среднем почти точно равняется половине массы делящегося ядра) и делящихся ядер увеличивается до значения, сравнимого с отношением активного деления к сечениям радиационного захвата продуктов деления. При этом "локальная реактивность нейтронов" приближается к отрицательной величине или (в некоторых вариантах осуществления) может стать отрицательной. Следовательно, горение и воспроизводство эффективно прекращаются. Попятно также, что в некоторых вариантах осуществления может добавляться неделящийся поглощающий нейтроны материал, такой, как карбид бора, гафний или гадолиний для обеспечения, чтобы "локальная реактивность нейтронов" была отрицательной.

В некоторых вариантах осуществления ядерных реакторов на бегущей волне все ядерное топливо, когда-либо используемое в реакторе, устанавливается при изготовлении сборки активной зоны реактора. Кроме того, в некоторых конструктивных исполнениях отработанное топливо никогда не удаляется из сборки активной зоны реактора. В одном подходе эти варианты осуществления могут обеспечить эксплуатацию без доступа к активной зоне реактора после начала ядерного деления, возможно, после завершения распространения фронта горения.

В некоторых других вариантах осуществления ядерных реакторов на бегущей волне все ядерное топливо, когда-либо используемое в реакторе, устанавливается при изготовлении сборки активной зоны реактора, а в некоторых конструктивных исполнениях отработанное топливо никогда не удаляется из сборки активной зоны реактора. Однако, и как будет объяснено ниже, но меньшей мере, некоторую часть ядерного топлива могут перемещать или перетягивать между или среди разных мест в активной зоне реактора. Это перемещение или перетаскивание, но меньшей мере, части ядерного топлива может выполняться для достижения целей, как описано ниже.

Однако в некоторых других вариантах осуществления ядерных реакторов на бегущей волне после начала ядерного деления в сборку активной зоны реактора может добавляться дополнительное ядерное топливо. В некоторых других вариантах осуществления ядерных реакторов на бегущей волне отработанное топливо может удаляться из сборки активной зоны реактора (и, в некоторых вариантах осуществления, удаление отработанного топлива из сборки активной зоны реактора может выполняться, когда ядерный реактор на бегущей волне работает в режиме генерирования энергии). Это иллюстративная дозаправка ядерным топливом и удаление отработанного топлива объясняется в заявке на патент США №11/605848 под названием «METHOD AND SYSTEM FOR PROVIDING FUEL IN A NUCLEAR REACTOR)), в которой RODERICK A.HYDE, MURIEL Y.ISHIKAWA, NATHAN P.MYHRVOLD, AND LOWELL L.WOOD. JR. названы как изобретатели, поданной 28 ноября 2006 года. содержание которой ссылкой включается в настоящее описание. Независимо от того, удаляется отработанное топливо или пег, предварительное расширение загруженного топлива позволяет заменять актиниды более высокой плотности продуктами деления более низкой плотности без каких-либо общих объемных изменений топливных элементов по мере того, как бегущая волна ядерного деления проходит по какому-либо данному аксиальному элементу актинидного 'топлива', превращая его в 'золу' - продукт деления

В общих чертах, запуск бегущих волн ядерного деления в топливных загрузках из ²³²Th или ²³⁸U может инициироваться модулями игнайтера ядерного деления, такими, как без ограничения тепловыделяющие сборки, обогащенные делящимися изотопами. Иллюстративные модули игнайтера ядерного деления и способы запуска бегущих волн ядерного деления подробно описаны в совместно рассматриваемой заявке на патент США №12/069908 под названием «NUCLEAR FISSION IGNITER», в которой CHARLES Е.AIILFELD, JOHN ROGERS GILLELAND, RODERICK A.HYDE, MURIEL Y.ISHIKAWA, DAVID G.MCALEES, NATHAN P.MYHRVOLD, CHARLES WHITMER, AND LOWELL L.WOOD, JR., названы как изобретатели, поданной 12 февраля 2008 года, содержание которой ссылкой включается в настоящее описание. Более высокие обогащения могут позволить получить более компактные модули, и модули минимальной массы могут использовать градиенты концентрации замедлителя. Кроме того, конструкция модулей игнаитера ядерного деления может определяться частично нетехпическими соображениями, такими, как стойкость к использованию материалов в военных целях в различных сценариях.

В других подходах иллюстративные игнайтеры ядерного деления могут иметь иные типы источников реактивности. Например, другие игнайтеры ядерного деления мот включать "горящие угли", например, ядерное топливо, обогащенное делящимися изотопами при воздействии нейтронов в ядерном реакторе на бегущей волне. Эти "горящие угли" могут действовать как игнайтеры ядерного деления несмотря на присутствие различных количеств продуктов деления (-'золы"). В других подходах для запуска бегущей волны ядерного деления модули игнайтера ядерного деления, обогащенные делящимися изогонами, могут использоваться, чтобы дополнить собой другие источники нейтронов, которые используют электрически приводимые источники ионов высокой энергии (таких, как протоны, дейтроны, альфа-частицы и т.п.) или электроны, которые могут в свою очередь производить нейтроны. В одном иллюстративном подходе может располагаться ускоритель частиц, такой, как линейный ускоритель, чтобы подавать протоны высокой энергии в промежуточный материал, который в свою очередь