Инициатор деления ядер

Инициатор деления ядер

Иллюстрации

Показать все

Реферат

ПЕРЕКРЕСТНЫЕ ССЫЛКИ НА РОДСТВЕННЫЕ ЗАЯВКИ

Настоящая заявка связана с перечисленными ниже заявками ("Родственные Заявки"); заявитель испрашивает приоритет согласно самой ранней доступной действующей дате подачи для перечисленных ниже заявок ("Родственные Заявки") (например, заявитель испрашивает приоритет согласно самым ранним доступным датам приоритета для других заявок, кроме предварительных заявок на патент, или заявитель испрашивает приоритет согласно Своду законов США, раздел 35, § 119(e), для предварительных заявок на патент для любой и всех первоначальных, родовых и т.д. заявок из Родственных Заявок).

Родственные Заявки:

Согласно расширенным требованиям Ведомства по патентам и товарным знакам США (USPTO), настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №11/605943, озаглавленной «AUTOMATED NUCLEAR POWER REACTOR FOR LONG-TERM OPERATION)), на имя RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, AND LOWELL L. WOOD, JR. как авторов изобретения, поданной 28 ноября 2006 г., которая в настоящее время находится в процессе одновременного рассмотрения или является заявкой, обеспечивающей приоритет согласно дате ее подачи для заявки, в настоящее время находящейся в процессе одновременного рассмотрения.

Согласно расширенным требованиям Ведомства по патентам и товарным знакам США (USPTO), настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №11/605848, озаглавленной «METHOD AND SYSTEM FOR PROVIDING FUEL IN A NUCLEAR REACTOR», на имя RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, AND LOWELL L. WOOD, JR. как авторов изобретения, поданной 28 ноября 2006 г., которая в настоящее время находится в процессе одновременного рассмотрения или является заявкой, обеспечивающей приоритет согласно дате ее подачи для заявки, в настоящее время находящейся в процессе одновременного рассмотрения.

Согласно расширенным требованиям Ведомства по патентам и товарным знакам США (USPTO), настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №11/605933, озаглавленной ((CONTROLLABLE LONG TERM OPERATION OF A NUCLEAR REACTOR», на имя RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, AND LOWELL L. WOOD, JR. как авторов изобретения, поданной 28 ноября 2006 г., которая в настоящее время находится в процессе одновременного рассмотрения или является заявкой, обеспечивающей приоритет согласно дате ее подачи для заявки, в настоящее время находящейся в процессе одновременного рассмотрения.

Ведомство по патентам и товарным знакам США (USPTO) опубликовало уведомление о том, что компьютерные программы USPTO требуют, чтобы заявители давали ссылки на порядковый номер, а также указывали, является ли заявка продолжением или частичным продолжением. См. Stephen G. Kunin, Benefit of Prior-Filed Application, USPTO Official Gazette March 18, 2003, доступно по адресу: http://www.uspto.gov/web/offices/com/sol/og/2003/week11/patbene.htm. Настоящий коллектив заявителей (далее "Заявитель") выше предоставил конкретную ссылку на заявки, на которые Заявитель испрашивает приоритет, как указано в законе. Заявитель полагает, что формулировка закона по отношению к конкретной ссылке является недвусмысленной и не требует ни порядкового номера, ни какой-либо характеристики, например, "продолжение" или "частичное продолжение", для испрашивания приоритета заявок на патент США. Несмотря на вышеизложенное, заявитель осознает, что компьютерные программы USPTO предъявляют определенные требования к вводу данных, и поэтому заявитель определяет настоящую заявку как частичное продолжение указанных заявок на патент, как изложено выше, но четко указывает, что такие определения ни в коем случае не следует истолковывать как какой-либо комментарий и/или признание того, что настоящая заявка содержит или же не содержит какой-либо новый предмет изобретения в добавление к предмету изобретения указанных заявок на патент.

Все предметы изобретения Родственных Заявок и любой и всех первоначальных, родовых и т.д. заявок из Родственных Заявок включены в данный документ путем ссылки, при условии, что такой предмет изобретения не противоречит настоящему документу.

ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ

Настоящее изобретение относится к ядерным реакторам и к связанным с ними инициаторам деления ядер.

СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Следующие ниже воплощения изобретения и их аспекты описаны и проиллюстрированы в сочетании с системами и способами, которые, как предполагается, являются иллюстративными и не ограничивают объем изобретения.

Согласно иллюстративным воплощениям, предложены инициаторы деления ядер для ядерных реакторов и способы их действия. Иллюстративные воплощения и аспекты включают, без ограничений, инициатор деления ядер, выполненный с возможностью инициирования дефлаграционной волны деления ядер в материале ядерного топлива, реактор с дефлаграционной волной деления ядер с инициатором деления ядер, способ инициирования дефлаграционной волны деления ядер и т.д.

Помимо описанных выше иллюстративных воплощений и аспектов, дополнительные воплощения и аспекты изобретения будут показаны с помощью ссылки на чертежи и в результате изучения последующего подробного описания.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ

Иллюстративные воплощения изображены на упомянутых чертежах. Предполагается, что воплощения и чертежи, приведенные в данном документе, следует рассматривать скорее как иллюстративные, а не ограничивающие.

На Фиг.1A схематически изображен иллюстративный ядерный реактор, включающий иллюстративный модуль инициатора деления ядер;

Фиг.1В и 1С представляют собой графики зависимости сечения ядерных реакций от энергии нейтрона;

на Фиг.1D-1H изображены относительные концентрации во время работы ядерного реактора на мощности;

Фиг.2A-2J представляют собой виды сверху в схематической форме иллюстративных инициаторов деления ядер, установленных в иллюстративные тепловыделяющие сборки активной зоны ядерного реактора;

Фиг.3А представляет собой вид сверху иллюстративного инициатора деления ядер;

Фиг.3В представляет собой вид в перспективе иллюстративного инициатора деления ядер;

Фиг.4А-4С представляют собой виды сверху в частичном разрезе иллюстративных транспортных агрегатов для инициаторов деления ядер;

на Фиг.4D изображено введение иллюстративного инициатора деления ядер в иллюстративный кожух;

Фиг.4Е представляет собой вид в перспективе в частичном разрезе другого иллюстративного транспортного агрегата для инициатора деления ядер;

Фиг.5А представляет собой вид в перспективе иллюстративного инициатора деления ядер с приспособлением для отведения остаточного тепла ядерного распада;

Фиг.5В представляет собой вид сверху в частичном разрезе иллюстративного инициатора деления ядер с иллюстративным приспособлением для отведения остаточного тепла ядерного распада в иллюстративном транспортном агрегате;

Фиг.5С представляет собой вид в перспективе в частичном разрезе иллюстративного инициатора деления ядер с другим иллюстративным приспособлением для отведения остаточного тепла ядерного распада;

на Фиг.5D изображено введение иллюстративного инициатора деления ядер с приспособлением для отведения остаточного тепла ядерного распада в иллюстративный транспортный агрегат;

Фиг.5Е представляет собой вид в перспективе в частичном разрезе другого иллюстративного транспортного агрегата с каналом для отведения остаточного тепла ядерного распада;

Фиг.6А-6С представляют собой блок-схемы иллюстративных способов помещения инициатора деления ядер в кожух;

Фиг.7A-7D представляют собой блок-схемы иллюстративных способов помещения инициатора деления ядер в активную зону реактора с дефлаграционной волной деления ядер и

Фиг.8А и 8В представляют собой блок-схемы иллюстративных способов инициирования по меньшей мере одной дефлаграционной волны деления ядер.

ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

В общем, предложены воплощения инициаторов деления ядер для ядерных реакторов и способы их действия. Иллюстративные воплощения и аспекты включают, без ограничений, инициатор деления ядер, выполненный с возможностью инициирования дефлаграционной волны деления ядер в ядерном топливе, реактор с дефлаграционной волной деления ядер, способ инициирования дефлаграционной волны деления ядер и т.д. Сначала в качестве неограничивающего примера изложены подробности иллюстративного реактора, нуклеоники иллюстративной активной зоны реактора и ее эксплуатации. Такие подробности включены в заявку на патент США №11/605943, озаглавленную «AUTOMATED NUCLEAR POWER REACTOR FOR LONG-TERM OPERATION)), на имя RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, AND LOWELL L. WOOD, JR. как авторов изобретения, поданную 28 ноября 2006 г., в заявку на патент США №11/605848, озаглавленную «METHOD AND SYSTEM FOR PROVIDING FUEL IN A NUCLEAR REACTOR)), на имя RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, AND LOWELL L. WOOD, JR. как авторов изобретения, поданную 28 ноября 2006 г., и в заявку на патент США №11/605933, озаглавленную «CONTROLLABLE LONG TERM OPERATION OF A NUCLEAR REACTOR», на имя RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, AND LOWELL L. WOOD, JR. как авторов изобретения, поданную 28 ноября 2006 г.; полное содержание указанных заявок включено в данный документ путем ссылки. Затем изложены подробности, касающиеся некоторых иллюстративных воплощений и аспектов.

Теперь обратимся к Фиг.1A; ядерный реактор 10, который приведен в качестве примера, но не с целью ограничения, выступает в качестве иллюстративной принимающей среды для воплощений и аспектов, описанных в данном документе. В связи с этим реактор 10 включает иллюстративный инициатор 110 деления ядер. Хотя предполагается множество воплощений реактора 10, общим признаком любого воплощения из множества предполагаемых воплощений реактора 10 является возникновение и распространение дефлаграционной волны деления ядер или "фронта горения".

Учитываемые факторы

Перед обсуждением подробностей реактора 10 в качестве обзора рассмотрим некоторые воплощения реактора 10, но их не следует интерпретировать как ограничения. В некоторых воплощениях реактора 10 учтены многие из обсуждаемых ниже факторов. С другой стороны, в некоторых других воплощениях реактора 10 можно учесть один или несколько избранных из данных факторов и не требуется учитывать все обсуждаемые ниже факторы. Часть последующего обсуждения включает информацию из статьи, озаглавленной "Completely Automated Nuclear Power Reactors For Long-Term Operation: III. Enabling Technology For Large-Scale, Low-Risk, Affordable Nuclear Electricity" by Edward Teller, Muriel Ishikawa, Lowell Wood, Roderick Hyde, and John Nuckolls, presented at the July 2003 Workshop of the Aspen Global Change Institute, University of California Lawrence Livermore National Laboratory publication UCRL-JRNL-122708 (2003) (Данная статья была представлена для публикации в журнал Energy, The International Journal 30 ноября 2003 г.; ее полное содержание включено в данное описание путем ссылки.)

Некоторые виды ядерного топлива, которые предполагается применять в воплощениях реактора 10, обычно широко доступны, например, без ограничений, уран (природный, обедненный или обогащенный), торий, плутоний или даже ранее отработанные тепловыделяющие сборки ядерного топлива. В воплощениях реактора 10 можно применять и другие, менее доступные виды ядерного топлива, например, без ограничений, другие актиноидные элементы или их изотопы. Хотя некоторые воплощения реактора 10 предполагают длительную работу на полной мощности в течение от приблизительно 30 лет до приблизительно 50 лет или дольше, один из аспектов некоторых воплощений реактора 10 не предполагает замену ядерного топлива (но вместо этого предполагает захоронение на месте в конце срока эксплуатации), тогда как некоторые аспекты воплощений реактора 10 предполагает замену ядерного топлива - с заменой некоторого количества ядерного топлива, которую производят во время остановки, и с заменой некоторого количества ядерного топлива, которую производят во время эксплуатации на мощности. Также предполагается, что в некоторых случаях можно избежать переработки ядерного топлива и, тем самым, понизить вероятность несанкционированного использования в военных целях и другие проблемы.

Другие факторы, которые могут повлиять на выбор некоторых воплощений реактора 10, могут включать удаление явно безопасным образом долгоживущих радиоактивных изотопов, образующихся в ходе эксплуатации. Предполагается, что реактор 10 может смягчать ущерб из-за ошибки оператора, аварий, таких как авария с потерей теплоносителя (LOCA) и т.д. В некоторых аспектах вывод из эксплуатации можно осуществлять малоопасным и недорогим образом.

Например, некоторые воплощения реактора 10 можно размещать под землей, тем самым решая проблему значительных непредвиденных и малых постоянных выбросов радиоактивных веществ в биосферу. Некоторые воплощения реактора 10 могут привести к минимизации ручного управления и, тем самым, к максимально возможной автоматизации данных воплощений. В некоторых воплощениях предполагается схема, ориентированная на весь срок эксплуатации, где данные воплощения реактора 10 могут работать с момента запуска до остановки в конце срока эксплуатации. В некоторых схемах, ориентированных на весь срок эксплуатации, данные воплощения могут работать по существу полностью в автоматическом режиме. Некоторые воплощения реактора 10 пригодны для применения в модульной конструкции. Наконец, некоторые воплощения реактора 10 можно проектировать с учетом высокой плотности энерговыделения.

Некоторые особенности различных воплощений реактора 10 являются результатом некоторых из приведенных выше факторов. Например, для одновременного осуществления эксплуатации на полной мощности в течение 30-50 лет (или дольше) без замены ядерного топлива и предотвращения переработки ядерного топлива может потребоваться применение спектра быстрых нейтронов. В качестве другого примера, в некоторых воплощениях реактор 10 спроектирован с отрицательным температурным коэффициентом реактивности (ат), например, посредством отрицательной обратной связи локальной реактивности, реализованной с помощью сильных поглотителей быстрых нейтронов. В качестве дополнительного примера, в некоторых воплощениях реактора 10 распределенный термостат предоставляет возможность горения ядерного топлива в режиме распространения дефлаграционной волны деления ядер. Данный режим одновременно позволяет достичь высокой средней скорости выгорания необогащенного актиноидного ядерного топлива, такого как природный уран или торий, и позволяет применять сравнительно небольшую зону "инициатора деления ядер" из умеренно обогащенных изотопов делящихся материалов в топливной загрузке активной зоны. В качестве другого примера, в некоторых воплощениях реактора 10 предусмотрено многократное дублирование при первичном и вторичном охлаждении активной зоны.

Иллюстративное воплощение ядерного реактора

Теперь, когда были рассмотрены некоторые факторы, учитываемые в некоторых воплощениях реактора 10, поясним дополнительные подробности, относящиеся к иллюстративному воплощению реактора 10. Следует подчеркнуть, что последующее описание иллюстративного воплощения реактора 10 дано только в качестве неограничивающего примера, а не в качестве ограничения. Как было упомянуто выше, предусмотрены несколько воплощений реактора 10, а также дополнительные аспекты реактора 10. После обсуждения подробностей, относящихся к иллюстративному воплощению реактора 10, также обсудим другие воплощения и аспекты.

Снова обратимся к Фиг.1А; иллюстративное воплощение реактора 10 включает тепловыделяющую сборку 100 активной зоны ядерного реактора, которая расположена в корпусе 12 высокого давления реактора. Инициатор 110 деления ядер помещен в тепловыделяющую сборку 100 активной зоны с возможностью извлечения. Объяснение подробностей, относящихся к иллюстративным примерам инициатора 110 деления ядер, будет дано ниже. Предусмотрены несколько воплощений и аспектов тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора, обсуждение которых будет проведено позже. Позже будет проведено подробное обсуждение некоторых особенностей, относящихся к тепловыделяющей сборке 100 активной зоны ядерного реактора, которые включают виды ядерного топлива и их соответствующую нуклеонику, топливные сборки, геометрическую форму топлива и инициирование и распространение дефлаграционных волн деления ядер.

Корпус 12 высокого давления реактора, соответственно, представляет собой любой подходящий сосуд высокого давления, известный специалистам в данной области; его можно изготовить из любых материалов, применение которых допустимо в корпусах высокого давления реактора, например, без ограничений, из нержавеющей стали или из сплавов, например, НТ-9. Внутри корпуса 12 высокого давления реактора тепловыделяющую сборку 100 активной зоны ядерного реактора окружают отражатель нейтронов (не показан) и противорадиационный защитный экран (не показан). В некоторых воплощениях данного изобретения корпус 12 высокого давления реактора расположен под землей. В таких случаях корпус 12 высокого давления реактора также может выступать в качестве контейнера для захоронения тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора. В данных воплощениях изобретения корпус 12 высокого давления реактора, соответственно, окружен зоной (не показана) изолирующего материала, такого как сухой песок, для долговременной изоляции от окружающей среды. Размер зоны (не показана) изолирующего материала может составлять приблизительно 100 м в диаметре или около того. Однако в других воплощениях данного изобретения корпус 12 высокого давления реактора расположен на поверхности земли или вблизи нее.

Охлаждающие контуры 14 реактора передают тепло деления ядер от тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора к прикладным теплообменникам 16. Теплоноситель реактора можно выбрать по желанию для конкретного применения. В некоторых воплощениях данного изобретения подходящим теплоносителем реактора является газообразный гелий (Не). В других воплощениях данного изобретения подходящий теплоноситель реактора может представлять собой другие сжатые инертные газы, такие как неон, аргон, криптон, ксенон, или другие текучие среды, такие как вода или газообразный или сверхтекучий диоксид углерода, или жидкие металлы, такие как натрий или свинец, или металлические сплавы, такие как Pb-Bi, или органические теплоносители, такие как полифенилы или фторуглероды. Охлаждающие контуры реактора, соответственно, можно изготовить из тантала (Та), вольфрама (W), алюминия (Al), стали или других сплавов на основе железа или сплавов, не содержащих железо, или сплавов на основе титана или на основе циркония или из других металлов и сплавов или из других конструкционных материалов или композитов, по желанию.

В некоторых воплощениях данного изобретения прикладные теплообменники 16 могут представлять собой парогенераторы, вырабатывающие пар, который выступает в качестве первичного источника энергии для вращающихся механизмов, таких как электротурбогенераторы 18 электростанции 20. В таком случае тепловыделяющие сборки 100 активной зоны ядерного реактора соответствующим образом работают при высоких значениях рабочего давления и рабочей температуры, например, выше приблизительно 1000 К, а пар, вырабатываемый парогенератором, может представлять собой перегретый пар. В других воплощениях данного изобретения прикладной теплообменник 16 может представлять собой любой парогенератор, который вырабатывает пар при более низких давлениях и температурах (то есть не обязательно перегретый пар), а тепловыделяющие сборки 100 активной зоны ядерного реактора работают при температурах ниже приблизительно 550 К. В этих случаях прикладные теплообменники 16 могут обеспечивать технологическое тепло для различных применений, например, для установок для опреснения морской воды или установок для переработки биомассы путем перегонки в этанол и т.д.

При необходимости, насосы 22 системы охлаждения реактора прокачивают теплоноситель реактора через тепловыделяющую сборку 100 активной зоны ядерного реактора и прикладные теплообменники 16. Отметим, что хотя в иллюстративном воплощении показана циркуляция с помощью насосов и под действием силы тяжести, в других подходах можно не применять насосы или циркуляционные устройства, или в них можно использовать другие аналогичные геометрические ограничения. Соответственно, применение насосов 22 системы охлаждения реактора предусмотрено, когда тепловыделяющая сборка 100 активной зоны ядерного реактора расположена приблизительно в одной плоскости по вертикали с прикладными теплообменниками 16, так что не возникает тепловой движущей силы. Насосы 22 системы охлаждения реактора также можно применять, когда тепловыделяющая сборка 100 активной зоны ядерного реактора расположена под землей. Однако, когда тепловыделяющая сборка 100 активной зоны ядерного реактора расположена под землей или любым образом, так что тепловыделяющая сборка 100 активной зоны ядерного реактора расположена на некотором расстоянии по вертикали под прикладными теплообменниками 16, может возникнуть тепловая движущая сила между теплоносителем реактора, выходящим из корпуса 12 высокого давления реактора, и теплоносителем реактора, выходящим из прикладных теплообменников 16 при температуре, которая ниже температуры теплоносителя реактора, выходящего из корпуса 12 высокого давления реактора. Когда существует достаточная тепловая движущая сила, не требуется применение насосов 22 системы охлаждения реактора, чтобы обеспечить достаточную циркуляцию теплоносителя реактора через тепловыделяющую сборку 100 активной зоны ядерного реактора для отведения тепла деления ядер во время эксплуатации на мощности.

В некоторых воплощениях данного изобретения можно предусмотреть несколько охлаждающих контуров 14 реактора, тем самым обеспечивая дублирование на случай аварии, такой как авария с потерей теплоносителя (LOCA) или авария вследствие прекращения потока теплоносителя (LOFA) или утечка из первичного контура во вторичный контур и т.д., в любом из других охлаждающих контуров 14 реактора. Каждый охлаждающий контур 14 реактора обычно пригоден для эксплуатации при полной мощности, хотя в некоторых применениях данное ограничение можно снять.

В некоторых воплощениях данного изобретения в трубопроводах системы 14 охлаждения реактора предусмотрены затворы 24 однократного применения, например, запорные клапаны для теплоносителя реактора. В каждом предусмотренном охлаждающем контуре 14 реактора предусмотрен затвор 24 в выпускном трубопроводе из корпуса 12 высокого давления реактора и в обратном трубопроводе в корпус 12 высокого давления реактора на выходе из прикладного теплообменника 16. Затворы 24 однократного применения представляют собой быстродействующие затворы, которые быстро закрываются в условиях аварии, например, при обнаружении значительного уноса продуктов деления теплоносителем реактора. Затворы 24 однократного применения предусмотрены в добавление к резервной системе традиционных автоматически срабатывающих клапанов (не показаны).

Для отведения остаточного тепла (тепла ядерного распада) предусмотрены отводящие тепло теплообменники 26. Отводящий тепло теплообменник 26 включает первичный контур, выполненный с возможностью циркуляции теплоносителя для отведения тепла ядерного распада через тепловыделяющую сборку 100 активной зоны ядерного реактора. Отводящий тепло теплообменник 26 включает вторичный контур, который соединен со сконструированной системой отводящих тепло тепловых труб (не показаны). В некоторых ситуациях, например, в целях дублирования, можно предусмотреть несколько отводящих тепло теплообменников 26. Каждый из предусмотренных отводящих тепло теплообменников 26 может располагаться на некотором расстоянии по вертикали над тепловыделяющей сборкой 100 активной зоны ядерного реактора таким образом, чтобы обеспечить достаточную тепловую движущую силу, чтобы предоставить возможность возникновения естественного потока теплоносителя для отведения остаточного тепла ядерного распада без необходимости применения насосов для теплоносителя для отведения тепла ядерного распада. Однако в некоторых воплощениях данного изобретения можно предусмотреть насосы для теплоносителя для отведения тепла ядерного распада (не показаны), или же насосы системы охлаждения реактора, в случае, если они предусмотрены, можно применять для отведения тепла ядерного распада, если это целесообразно.

Теперь, когда был приведен обзор иллюстративного воплощения реактора 10, обсудим другие воплощения и аспекты. Сначала обсудим воплощения и аспекты тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора. Сначала будет приведен обзор тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора и ее нуклеоники и распространения дефлаграционной волны деления ядер, а затем описаны иллюстративные воплощения и другие аспекты тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора.

Приведенные в качестве обзора и в общих чертах элементы конструкции тепловыделяющей сборки 100 активной зоны реактора можно изготовить из тантала (Та), вольфрама (W), рения (Re) или из композиционного материала на основе углерода, керамики и т.д. Данные материалы подходят для применения при высоких температурах, при которых эксплуатируют тепловыделяющую сборку 100 активной зоны ядерного реактора, из-за их сопротивления ползучести в течение предполагаемого срока службы при эксплуатации на полной мощности, пригодности к механической обработке и коррозионной стойкости. Элементы конструкции можно изготовить из однокомпонентных материалов или из сочетаний материалов (например, покрытия, сплавы, многослойные материалы, композиционные материалы и т.д.). В некоторых воплощениях данного изобретения тепловыделяющую сборку 100 активной зоны ядерного реактора эксплуатируют при достаточно низких температурах, так что для элементов конструкции можно применять другие материалы, такие как алюминий (Al), сталь, титан (Ti) и т.д., по отдельности или в сочетаниях.

Тепловыделяющая сборка 100 активной зоны ядерного реактора включает инициатор 110 деления ядер и более обширную область распространения дефлаграционной волны горения деления ядер. Область распространения дефлаграционной волны горения деления ядер, соответственно, содержит ториевое или урановое топливо, а основным принципом ее функционирования является воспроизводство ядерного топлива под действием быстрых нейтронов. В некоторых воплощениях данного изобретения одинаковую температуру во всем объеме тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора поддерживают с помощью термостатирующих модулей, которые регулируют локальный нейтронный поток и, тем самым, регулируют локальную выработку энергии.

Тепловыделяющая сборка 100 активной зоны ядерного реактора, соответственно, представляет собой реактор-размножитель (бридер) с точки зрения эффективного использования ядерного топлива и минимизации требований к изотопному обогащению. Далее, обратимся к Фиг.1B и 1С; в тепловыделяющей сборке 100 активной зоны ядерного реактора, соответственно, применяют быстрые нейтроны, так как большое сечение поглощения тепловых нейтронов продуктами распада обычно не позволяет использовать более чем приблизительно 1% тория или более распространенного изотопа урана, U²³⁸, в воплощениях с урановым топливом, без удаления продуктов деления.

На Фиг.1B изображены сечения основных инициируемых нейтронами ядерных реакций, представляющих интерес для воплощений с топливом на основе Th²³², в интервале энергии нейтронов 10^-3-10⁷ эВ. Можно видеть, что потери на радиационный захват ядрами продуктов деления оказывают преобладающее влияние на нейтронный баланс при энергиях, близких к тепловой (~0,1 эВ), но становятся сравнительно пренебрежимо малыми выше области резонансного захвата (между ~3-300 эВ). Таким образом, работа в области спектра быстрых нейтронов при попытке реализации реактора для воспроизводства ядерного топлива с высоким выходом может помочь избежать переработки топлива (то есть периодического или непрерывного удаления продуктов деления). Показанные сечения радиационного захвата для продуктов деления представляют собой сечения для ядер с промежуточным атомным номером Z, образовавшихся в результате деления, инициированного быстрыми нейтронами; указанные ядра претерпели последующий бета-распад в незначительной степени. Ядра в центральных частях волн горения в воплощениях тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора будут претерпевать распад в некоторой степени и, таким образом, будут обладать несколько более высоким сродством к нейтронам. Однако исследования параметров указывают на то, что результаты горения топлива в активной зоне могут быть нечувствительными к точной степени такого распада.

В верхней части Фиг.1С изображены сечения основных инициируемых нейтронами ядерных реакций, представляющих особый интерес для воплощений с топливом на основе Th²³², в наиболее интересной части интервала энергии нейтронов, между >10⁴ и <10^6,5 эВ. Нейтронный спектр воплощений реактора 10 имеет максимум в интервале энергии нейтронов ≥10⁵ эВ. Нижняя часть Фиг.1С содержит зависимость отношения данных сечений к сечению радиационного захвата нейтронов на Th²³² от энергии нейтронов на стадии воспроизводства ядерного топлива (поскольку образовавшийся Th²³³ претерпевает быстрый бета-распад в Ра²³³, который затем претерпевает относительно медленный бета-распад в U²³³, аналогично цепи бета-распада U²³⁹-Np²³⁹-Pu²³⁹ после захвата нейтрона ядром U²³⁸).

Можно видеть, что потери на радиационный захват продуктами деления могут быть сравнительно пренебрежимо малыми в представляющем интерес интервале энергии нейтронов, и, кроме того, конструкционный материал с хорошими эксплуатационными характеристиками, такой как Та, атомная доля которого составляет несколько десятков процентов, будет оказывать допустимое воздействие на нейтронный баланс в тепловыделяющей сборке 100 активной зоны ядерного реактора. Эти данные также наводят на мысль, что можно достичь среднего выгорания ядерного топлива в активной зоне, превышающего 50%, и что соотношение продуктов деления к делящимся атомам за дефлаграционной волной деления ядер, когда реактивность в итоге становится отрицательной из-за накопления продуктов деления, будет составлять приблизительно 10:1.

Возникновение и распространение фронта горения дефлаграционной волны деления ядер

Теперь рассмотрим иллюстративную дефлаграционную волну деления ядер в тепловыделяющей сборке 100 активной зоны ядерного реактора. Распространение дефлаграционных волн горения через горючие материалы может приводить к высвобождению энергии в прогнозируемых количествах. Кроме того, если форма материала имеет соответствующие, не зависящие от времени характеристики, то последующая выработка энергии может происходить на стационарном уровне. Наконец, если можно регулировать извне практически реализуемым образом скорость распространения дефлаграционной волны, то можно регулировать по желанию скорость высвобождения энергии и, таким образом, выработку энергии.

Незатухающие дефлаграционные волны деления ядер по своей природе являются малораспространенными из-за нарушения исходной формы ядерного топлива в результате гидродинамических последствий высвобождения энергии во время самых ранних фаз распространения волны в отсутствие какого-либо контроля.

Однако в воплощениях тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора можно инициировать дефлаграционную волну деления ядер, которая распространяется с дозвуковой скоростью в делящемся ядерном топливе, давление в котором по существу не зависит от его температуры, так что его гидродинамические свойства по существу "зафиксированы". Скорость распространения дефлаграционной волны деления ядер в тепловыделяющей сборке 100 активной зоны ядерного реактора можно регулировать способом, обеспечивающем возможность выработки энергии в большом масштабе, например, в такой вырабатывающей электричество реакторной системе, как воплощения реактора 10.

Ниже приведено объяснение нуклеоники дефлаграционной волны деления ядер. Инициирование деления ядер выбранных изотопов актиноидных элементов - делящихся изотопов - путем захвата нейтронов любой энергии позволяет освободить энергию связи ядра при любой температуре материала, включая сколь угодно низкие температуры. Нейтроны, которые захватывает делящийся актиноидный элемент, могут поступать из инициатора 110 деления ядер.

Выделение в среднем более одного нейтрона на один захваченный нейтрон в результате деления ядер по существу любого актиноидного изотопа может обеспечить возможность развития инициируемой нейтронами цепной реакции деления ядер в таких материалах. Выделение более чем двух нейтронов на каждый захваченный нейтрон (в определенных интервалах энергии нейтронов, в среднем) в результате деления ядер некоторых актиноидных изотопов может обеспечить возможность сначала превращения атома неделящегося изотопа в атом делящегося изотопа (через захват нейтрона и последующий бета-распад) в результате захвата первого нейтрона, а затем инициированного нейтроном деления ядра вновь образовавшегося делящегося изотопа в ходе захвата второго нейтрона.

Действительно, изотопы с самыми большими атомными номерами Z (Z≥90) можно сжигать, если в среднем один нейтрон из данного акта деления ядра может быть радиационно захвачен неделящимся, но "воспроизводящим" ядром, которое затем превращается (например, в результате бета-распада) в делящееся ядро, а второй нейтрон из того же акта деления ядра может быть захвачен делящимся ядром и, таким образом, может инициировать деление ядра. В частности, если любое из данных устройств является стационарным, то можно создать достаточные условия для распространения в данном материале дефлаграционной волны деления ядер.

Вследствие бета-распада в процессе превращения воспроизводящего ядра в делящееся ядро, характеристическая скорость продвижения волны приблизительно равна отношению расстояния, которое проходит нейтрон с момента его образования при делении ядра до его радиационного захвата воспроизводящим ядром (то есть средней длины свободного пробега), к периоду полураспада самого долгоживущего ядра в цепи бета-распада, ведущей от воспроизводящего ядра к делящемуся ядру. Такое характеристическое расстояние, которое проходит нейтрон, образовавшийся при делении ядра, в актиноидах обычной плотности составляет приблизительно 10 см, а период полураспада для бета-распада составляет 10⁵-10⁶ с для большинства случаев, представляющих интерес. Соответственно, для некоторых схем характеристическая скорость волны составляет 10^-4-10^-7 см·с¹, или приблизительно 10^-13-10^-14 от скорости типичной детонационной волны деления ядер. Такая относительно низкая скорость продвижения указывает на то, что данную волну можно охарактеризовать как дефлаграционную волну, а не как детонационную волну.

Если дефлаграционная волна пытается ускориться, то ее переднему краю противостоит все более чистый воспроизводящий материал (в котором происходит полная потеря нейтронов), поскольку концентрация делящихся ядер далеко впереди от центра волны экспоненциально снижается. Таким образом, передний край волны (называемый здесь "фронтом горения") останавливается или замедляется. Наоборот, если волна замедляется, то увеличивается локальная концентрация делящихся ядер, возникающих в результате непрерывного бета-распада, увеличиваются локальные скорости деления ядер и образования нейтронов, а передний край волны, т.е. фронт горения, ускоряется.

Наконец, если тепло, связанное с делением ядер, отводят достаточно быстро из всех частей конфигурации исходного воспроизводящего материала, в котором распространяется волна, то ее распространение может происходить при сколь угодно низкой температуре материала - хотя температуры как нейтронов, так и делящихся ядер могут составлять приблизительно 1 МэВ.

Такие условия инициирования и распространения дефлаграционной волны деления ядер можно реализовать с применением легкодоступных материалов. Хотя делящиеся изотопы актиноидных элементов мало распространены на Земле, как в абсолютных количест