Реактор ядерного деления на стоячей волне и способы

Изобретение относится к быстрым реакторам с нейтронно-делительной волной. В изобретении охарактеризованы реактор ядерного деления, способы работы реактора ядерного деления и способы управления избыточной реактивностью в реакторе ядерного деления. Способ управления избыточной реактивностью включает деление ядерного топлива и воспроизведение делящегося материала в центральной области активной зоны, перестановку сборок с делящимся и воспроизводящим материалом, так что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося материала и деления ядерного топлива. Технический результат - повышение уровня выгорания топлива. 3 н. и 42 з.п. ф-лы, 68 ил.

 

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 путем захвата в U238, затем через β распад в Np259 и далее через β распад в Рu239. Таким образом, в таких случаях воспроизводящий материал (т.е. U238) в воспроизводящих тепловыделяющих сборках 20b должен быть воспроизведен до делящегося материала (т.е. Рu239) и, в результате, такие воспроизводящие тепловыделяющие сборки 20b будут преобразованы во вторичные тепловыделяющие сборки 18b. Таким образом, в таких случаях, после BOL периферийная область 24 активной зоны может содержать одни из вторичных делящихся тепловыделяющих сборок 18b.

Некоторые из других вытекших нейтронов могут быть поглощены другими ядрами воспроизводящего материала, такого как U238, в воспроизводящих тепловыделяющих сборках 20b в периферийной области 24 активной зоны. В результате такого поглощения, в некоторых других примерах, следует понимать, что U238 в некоторых воспроизводящих тепловыделяющих сборках 20b может претерпеть быстрое деление. Как обсуждалось выше, сборки 26 поглотителя нейтронов помогают поддерживать низкий уровень мощности в периферийной области активной зоны, даже если может происходить быстрое деление U238 в воспроизводящих тепловыделяющих сборках 20b в периферийной области 24 активной зоны.

Обогащенные делящиеся тепловыделяющие сборки 18а будут претерпевать выгорание после BOL. Спустя некоторое время после BOL. обогащенные.телящиеся тепловыделяющие сборки 18а накапливают достаточное выгорание. такое что будет желательным выполнить перестановку (или перемещение) таких обогащенных делящихся тепловыделяющих сборок 18а из центральной области 16 активной зоны в периферийную область 24 активной зоны (с помощью внутриреакторной перегрузочной системы 28). Следует понимать, что специалист в области техники, относящейся к конструированию и функционированию ядерных реакторов деления, будет способен определить, без излишних экспериментов, уровень выгорания, при котором обогащенные делящиеся тепловыделяющие сборки 18а должны быть перемещены из центральной области 16 активной зоны в периферийную область 24 активной зоны. Таким образом, в таких случаях, периферийная область 24 активной зоны может также содержать выбранные некоторые из обогащенных делящихся тепловыделяющих сборок 18а, характеризующихся по меньшей мере заданным уровнем выгорания.

Аналогичным образом вторичные делящиеся тепловыделяющие сборки 18b также будут претерпевать выгорание после BOL. Спустя некоторое время после BOL. вторичные делящиеся тепловыделяющие сборки 18b накапливают достаточное выгорание, такое что будет желательным выполнить перестановку (или перемещение) таких вторичных делящихся тепловыделяющих сборок 18b из центральной области 16 активной зоны в периферийную область 24 активной зоны (с помощью внутриреакторной перегрузочной системы 28). Следует понимать, что специалист в области техники, относящейся к конструированию и функционированию ядерных реакторов деления, будет способен определить, без излишних экспериментов, уровень выгорания, при котором одна из обогащенных делящихся тепловыделяющих сборок 18b должна быть перемещена из центральной области 16 активной зоны в периферийную область 24 активной зоны. Таким образом, в таких случаях, периферийная область 24 активной зоны может также содержать выбранные некоторые из вторичных делящихся тепловыделяющих сборок 18b. характеризующихся по меньшей мере заданным уровнем выгорания.

Следует также понимать, что. как обсуждено выше, некоторые из воспроизводящих тепловыделяющих сборок 20b в периферийной области 24 активной зоны будут преобразованы во вторичные делящиеся тепловыделяющие сборки 18b. Как рассматривалось выше, воспроизводящие тепловыделяющие сборки 20b могут подвергаться воздействию уровней нейтронного потока в периферийной области 24 активной зоны ниже уровней нейтронного потока в центральной области 16 активной зоны, которым подвергались воспроизводящие тепловыделяющие сборки 20а. В результате периферийная область 24 активной зоны может содержать несколько из вторичных делящихся тепловыделяющих сборок 18b (т.е., преобразованных из воспроизводящих тепловыделяющих сборок 20b в периферийной области 24 активной зоны), характеризующихся уровнем выгорания, меньшим, чем заданный уровень выгорания.

На разных стадиях кампании активной зоны, некоторые из сборок 26 поглотителя нейтронов могут перемещаться внутриреакторной перегрузочной системой 28 среди любых нескольких положений в периферийной области 24 активной зоны. Положения в периферийной области 24 активной зоны могут содержать заданные радиальные положения в периферийной области 24 активной зоны. которые выбираются исходя из заданного уровня выгорания тепловыделяющих сборок 18 и 20, расположенных в периферийной области 24 активной зоны.

К концу кампании активной зоны (EOL), обогащенные делящиеся тепловыделяющие сборки 18а могут претерпевать значительное выгорание, такое, что обогащенные делящиеся тепловыделяющие сборки 18а переставляются (перемещаются) из центральной области 16 активной зоны в периферийную область 24 активной зоны. Таким образом, к EOL делящиеся тепловыделяющие сборки 18, расположенные в центральной области 16 активной юны. являются вторичными делящимися тепловыделяющими сборками 18b. Таким образом, к EOL делящиеся тепловыделяющие сборки 18 (в центральной области 16 активной зоны) содержат вторичные делящиеся тепловыделяющие сборки 18b, а периферийная область 24 активной зоны содержит обогащенные делящиеся тепловыделяющие сборки 18а, содержащие но меньшей мере заданный уровень выгорания.

Следует принять во внимание, что, к EOL, периферийная область активной зоны может также содержать вторичные делящиеся тепловыделяющие сборки 18b. Некоторые из вторичных делящихся тепловыделяющих сборок 18b в периферийной области 24 активной зоны могут содержать одни из выбранных вторичных делящихся тепловыделяющих сборок 18b, которые были перемещены из центральной области 16 активной зоны в периферийную область 24 активной зоны и которые характеризуются по меньшей мере заданным уровнем выгорания. Следует также понимать, что некоторые другие из вторичных делящихся тепловыделяющих сборок 18b в периферийной области 24 активной зоны могут содержать (i) одни из вторичных делящихся гепловыделяющих сборок 18b, которые были перемещены из центральной области 16 активной зоны в периферийную область 24 активной зоны и которые характеризуются уровнем выгорания меньше заданного, и/или (ii) одни из вторичных делящихся тепловыделяющих сборок 18b, которые были преобразованы из одних из воспроизводящих тепловыделяющих сборок 20b (находящиеся в периферийной области 24 активной зоны), которые характеризуются уровнем выгорания меньше заданного.

Варианты осуществления реактора ядерного деления 10 позволяют осуществлять регенерацию топлива. Некоторые варианты осуществления реактора ядерного деления 10 могут выводить свое топливо при среднем выгорании примерно 15% начального количества атомов тяжелых металлов. причем аксиальное дифференцирование обеспечивает пик выгорания в диапазоне 28-32%. Тем временем, делящийся материал, воспроизведенный в различных вариантах осуществления реактора ядерного деления 10 номинального «размытого» состава, может оставаться критичным до примерно 40% среднего выгорания (даже без удаления делящегося продукта) путем очищения плавлением. Включение эффекта периодического очищения плавлением может позволить достичь выгорания, превышающего 50%. Таким образом, топливо, выводимое из реактора ядерного деления 10 первого поколения, все еще обладает большей частью своего потенциального срока службы, оставшегося с нейтронной точки зрения (даже перед любым «продлением срока службы», связанным с термическим удалением продуктов деления во время замены оболочки), и готово к повторному использованию без потребности в химической регенерации топлива.

Для этого и как указано выше, согласно некоторым вариантам осуществления (таких как более поздние образцы ряда реакторов ядерного деления 10), в BOL, по меньшей мере, некоторое количество делящегося материала в делящихся тепловыделяющих сборках 18а может содержать Рu239 (который был воспроизведен в предыдущих образцах серии реакторов ядерного деления 10). В некоторых таких случаях одна или более делящихся тепловыделяющих сборок 18 могут содержать делящийся материал, который выведен из реактора ядерного деления. Более того, в некоторых таких случаях делящиеся тепловыделяющие сборки 18, содержащие делящийся материал, который был выведен из реактора ядерного деления, могут содержать перекрытые делящиеся тепловыделяющие сборки.

В таких вариантах осуществления, делящиеся тепловыделяющие сборки 18 могут быть регенерированы посредством замены оболочки топлива - процесс, при котором старая оболочка удаляется, а использованное топливо перерабатывается в новое топливо. Делящееся ядерное топливо регенерируют путем термической и физической (по не химической) обработки. Использованные тепловыделяющие сборки разбираются на отдельные топливные стержни, у которых затем механически срезается оболочка. Затем использованное топливо подвергается воздействию высокотемпературного (1300-1400°С) процесса очищения плаванием в инертной атмосфере, в котором происходит- отделение большинства продуктов деления из топлива двумя основными способами: (i) простым выделением летучих и газообразных продуктов деления (например. Вr. Кr. Rb. Cd. I. Xe. Cs); при этом (ii) более 95% химически реактивных продуктов деления (например, Sr, Y, Те, Ва и редкоземельные) окисляются в процессе реакции в циркониевом тигле и легко отделяются. Очищенное плавлением топливо теперь можно отливать или экструдировать в новые топливные сердечники, размещенные в новой оболочке с натриевым диффузионным слоем, и интегрировать в новые топливные сборки.

Рассмотрим дополнительно фиг.3, иллюстративная тепловыделяющая сборка реактора ядерного деления (не зависимо от того, является ли она делящейся тепловыделяющей сборкой 18 или воспроизводящей тепловыделяющей сборкой 20) содержит топливные штыри 56 (или топливные стержни, или топливные элементы). В различных вариантах осуществления, топливные штыри 56 содержат металлосодержащее топливо (опять, вне зависимости от того, является ли оно делящимся ядерным топливом или воспроизводящим ядерным топливом). Следует понимать, что металлсодержащее топливо предлагает высокое заполнение тяжелыми металлами и отличную экономию нейтронов, что необходимо для процесса воспроизводства и выгорания в активной зоне 12 реактора ядерного деления.

Согласно различным вариантам осуществления металлосодержащее топливо может быть легировано цирконием от примерно 3% до примерно 8% для пространственной стабилизации сплава во время облучения и для предотвращения низкотемпературного эвтектического и коррозионного повреждения оболочки. Термический натриевый диффузионный слой заполняет пространство, которое существует между легированным топливом и внутренней стенкой трубы оболочки для того, чтобы дать возможность топливу разбухнуть и обеспечить эффективную теплопередачу, сохраняющую температуры топлива па низком уровне. Отдельные топливные штыри 56 могут иметь тонкую проволоку 58 от примерно 0,8 мм в диаметре до примерно 1,6 мм в диаметре, спирально намотанную вокруг окружности трубы оболочки для того, чтобы обеспечить пространство для охладителя и механическое разделение отдельных топливных штырей 56 в корпусе тепловыделяющей сборки 18 и 20 (что также служит каналом охладителя). Согласно различным вариантам осуществления оболочка, проволочная обмотка и корпус могут быть изготовлены из ферритно-мартенситной стали из-за ее показателей облучения, как установлено накопленными эмпирическими данными.

Большие различия мощности между делящимися тепловыделяющими сборками 18 в центральной области 16 активной зоны и воспроизводящими тепловыделяющими сборками 20а и/или 20b в периферийной области 24 активной зоны влекут за собой значительные различия в распределении потока сборки для соответствия потока энергии и. тем самым, температуре на выходе. Согласно различным вариантам осуществления такое распределение потока осуществляется через отверстия, такие как сочетание отверстий с постоянным и переменным диаметром, что делает возможным оптимизировать первичный ноток охладителя пропорционально заданной мощности сборки.

Рассмотрим теперь фиг.4А, согласно вариантам осуществления отверстия 60, такие как отверстия постоянного диаметра, устанавливаются в приемниках 62 потока тепловыделяющих элементов ниже активной зоны 12 реактора ядерного деления. Приемники 62 потока тепловыделяющих элементов состыковываются с гнездами 64 в опорной решетке 66 активной зоны и содержат разъемы 68, в которые вставляют тепловыделяющие сборки 18 и 20.

Приемники 62 потока тепловыделяющих сборок содержат отверстия 60, которые можно использовать для согласования потока и мощности, выделяемой в тепловыделяющих сборках. Например, приемники 62 потока тепловыделяющих сборок под периферийной областью 24 активной зоны имеют отверстия 60 с очень высоким падением давления для сведения к минимуму потока в воспроизводящие тепловыделяющие сборки 20 с очень низкой мощностью. С другой стороны приемники 62 потока тепловыделяющих сборок ниже тепловыделяющих сборок 18 и 20 в центральной области 16 активной зоны могут быть разделены на несколько групп с отверстиями 60 в диапазоне от очень низкого сопротивления до более высокого сопротивления, чтобы соответствовать радиальному профилю мощности в центральной области 16 активной зоны.

В дополнение к отверстиям постоянного диаметра 60, согласно некоторым вариантам осуществления каждая из делящихся тепловыделяющих сборок 18 и 20 может обладать способностью регулировать поток сборки путем вращения во время операции но перестановки топлива, чтобы обеспечить возможность произвести небольшие регулировки потока на уровне сборки в случае необходимости.

Таким образом, согласно некоторым вариантам осуществления, приемники 62 потока тепловыделяющих сборок могут определять группу отверстий 60 для потока охладителя реактора в центральной области 16 активной зоны и другую группу отверстий 60 для потока охладителя реактора в периферийной области 24 активной зоны. Группа отверстий 60 для потока охладителя реактора в центральной области 16 активной зоны может содержать группы отверстий для потока охладителя реактора. В таких случаях расход через выбранную одну из групп отверстий для потока охладителя реактора может основываться на профиле мощности при радиальном положении выбранной одной из групп отверстий для потока охладителя реактора. Более того, расход через отверстия 60 для потока охладителя реактора в периферийную область 24 активной зоны может содержать заданный расход, основанный на уровне мощности в периферийной области 24 активной зоны.

Согласно различным вариантам осуществления отверстия 60 содержат отверстия постоянного диаметра. Согласно другим вариантам осуществления могут быть выполнены отверстия с переменным диаметром (путем вращения тепловыделяющих сборок 18 и 20). Согласно еще одним вариантам осуществления отверстия 60 могут содержать отверстия с постоянным диаметром, а также могут быть выполнены отверстия с переменным диаметром (путем вращение тепловыделяющих сборок 18 и 20).

Согласно некоторым другим вариантам осуществления и также согласно фиг.413. опорная решетка 66а активной зоны может быть «ступенчатой». То есть. ступенчатая опорная решетка 66а активной зоны может использоваться для того. чтобы аксиально сместить тепловыделяющие сборки 18 и 20. Таким образом, ступенчатая опорная решетка 66а активной зоны позволяет менять положение тепловыделяющих сборок 18 и 20 в аксиальном направлении в зависимости от их положения в радиальном направлении.

Использование топлива в активной зоне 12 реактора ядерного деления может быть дополнительно увеличено путем аксиального смещения сборок (в дополнение к перестановке тепловыделяющих сборок 18 и 20 в радиальном направлении). Следует отметить, что относительное распределение потока нейтронов выше в центральной аксиальной зоне активной зоны 12 реактора ядерного деления, чем в аксиальных направлениях активной зоны 12 реактора ядерного деления как показано кривой 67. Такое аксиальное смещение может позволять топливу, воспроизведенному возле аксиального направления воспроизводящих тепловыделяющих сборок 20, перемещаться ближе к (или дальше, если необходимо) центральной аксиальной зоне активной зоны 12 реактора ядерного деления. Такое смещение может, таким образом, дать возможность иметь более высокую степень управления выгоранием в аксиальном направлении, что может дополнительно помочь достичь более полное использование топлива.

В некоторых вариантах осуществления ступенчатая опорная решетка 66а активной зоны может содержать единую аксиально-секционированную сборку. Согласно некоторым вариантам осуществления уровень смещения может быть фиксированным и может содержать предварительно заданную стратегию управления топливом. Согласно некоторым другим вариантам осуществления уровень смещения может меняться путем использования прокладок, таких как подушки или шайбы или подобное, которые могут устанавливаться в нижней части тепловыделяющих сборок 18 и 20 или непосредственно на ступенчатой опорной решетке 66а активной зоны.

Далее будут объяснены аспекты работы вариантов осуществления активной зоны 12 реактора ядерного деления.

Следует отметить, что разные конструктивные признаки вариантов осуществления активной зоны реактора ядерного деления 10 могут способствовать увеличению максимального выгорания и флюенсу, которое топливо может выдерживать до того, как аккумулирование продуктов деления сделает топливо докритическим.

Например, делящиеся тепловыделяющие сборки 18 в центральной области 16 активной зоны окружены докритическим подаваемого топливом (т.е. воспроизводящие тепловыделяющие сборки 20 в центральной области 16 активной зоны и в периферийной области 24 активной зоны), которое поглощает просочившиеся нейтроны и использует их, чтобы воспроизвести новое топливо. Специалистам в области конструирования и функционирования ядерных реакторов будет понятно, что после толщины подаваемого топлива, окружающего центральную область 16 активной зоны, примерно 70 см (или в зависимости от размера воспроизводящих тепловыделяющих сборок 20, около 5 рядов сборок), фракция нейтронов, вытекающих из активной зоны 12 реактора ядерного деления, сокращается до нуля.

Такие характеристики сохранения нейтронов выполняют две вещи. Первое, они сводят к минимуму выгорание и флюенс. вовлеченные в обеспечении распространения волны воспроизводства и деления, которая в свою очередь облегчает разложение материала и позволяет вариантам осуществления реактора ядерного деления 10 быть выполненными из имеющихся материалов. Второе. они увеличивают максимальное выгорание и флюенс, которые топливо может выдерживать прежде, чем накопленные продукты деления сделают топливо докритическим. Эта вторая мысль проиллюстрирована фиг.6А.

Рассмотрим дополнительно фиг.6А, на графике 70 показана реактивность в oтношении выгорания для иллюстративных вариантов осуществления активной зоны 12 реактора ядерного деления вдоль кривой 72. На графике 70 сравнивается развитие реактивности подаваемого топлива в иллюстративных вариантах осуществления активной зоны 12 реактора ядерного деления (показано вдоль кривой 72) с развитием реактивности обогащенного топлива в типичном охлаждаемом натрием ядерном реакторе на быстрых нейтронах, который показан но кривой 74. Обогащенное топливо из типичного охлаждаемого натрием реактора на быстрых нейтронах смоделировано как имеющее топливо SuperPhenix, охладитель и фракции структурного объема с насыпной плотностью в 75%, а также начальное обогащение 16%. Как известно, типичный охлаждаемый натрием реактор на быстрых нейтронах должен начинать работать при высоком обогащении, чтобы достичь критичности, а избыточная реактивность свежего топлива теряется, чтобы контролировать элементы, поглощение в зоне воспроизводства и утечку из активной зоны. Как показано кривой 74 топливо типичного охлаждаемого натрием реактора на быстрых нейтронах быстро теряет реактивность при истощении U235 и становится докритичным приблизительно при 310 МВт-дней/кгТМ выгорания. В тот момент, когда топливо типичного охлаждаемого натрием реактора на быстрых нейтронах становится докритическим, примерно половина всех делений производится за счет U235, а фракция использования U238 составляет менее 20%.

Между тем, как показано кривой 72, подаваемое топливо в вариантах осуществления активной зоны 12 реактора ядерного деления начинается как докритическое воспроизводящее ядерное топливо в воспроизводящих тепловыделяющих сборках 20 и достигает реактивности, когда воспроизводится Pu239. Как только топливо становится критическим, избыточная реактивность сдвигается путем воспроизводства дополнительного докритнческого подаваемого топлива (следует отметить, что во время первых 50 МВт-дней/кгТМ выгорания запальное топливо делает реактор критическим). Общее выгорание топлива до 400 МВт-дпей/кгТМ или выше может быть достигнуто до того. как топливо станет подкритическим. а, следовательно, топливо начинается, как почти все U238, причем часть использования U238 может быть больше 40%.

Рассмотрим дополнительно фиг.6В, на которой представлен график 76 отношения реактивности к выгоранию, показывающий эффекты периодических термических удалений продуктов деления вдоль кривой 78. График 76 также включает график 72 по подаваемому топливу без термического удаления продуктов деления. Варианты осуществления активной зоны 12 реактора ядерного деления в данном случае даны так. чтобы выводить свое топливо при среднем выгорании примерно на 15% начальных атомов тяжелых металлов с аксиальным пиком, которое делает пиковое выгорание в диапазоне 28-32%. Тем временем, как показано на кривой 72, подаваемое топливо, воспроизведенное в наглядной активной зоне 12 реактора ядерного деления с номинальной насыпной плотностью, остается критическим до свыше 40% выгорания даже без какого-либо удаления продуктов расщепления посредством очищения плавлением. Включая эффект периодического очищения плавлением, как показано кривой 78, что позволяет достичь свыше 50% выгорания. Таким образом, топливо, выводимое из реактора ядерного деления 10 первого поколения, все еще обладает своим потенциалом кампании активной зоны, оставшимся с нейтронной точки зрения (даже если «продление срока эксплуатации» связано с термическим удалением продуктов расщепления во время замены оболочки) и готово к повторному использованию без необходимости в химической регенерации топлива.

Рассмотрим теперь фиг.7, график 80 показывает эволюцию изотопа плутония относительно утилизации U238. При слабой утилизации произведенный плутоний составляет в основном весь Рu239, поскольку операция начинается с U238 и без плутония. При более высоких уровнях утилизации качество плутония постепенно ухудшается с созданием высших изотопов плутония. В тот момент, когда k-бесконечность подаваемого топлива падает ниже единицы (как показано кривой 72 на фиг.6А и 6В), деленная фракция плутония составляет менее 70%, подобно реакторному плутонию из использованного топлива легководного реактора (LWR). Кроме того, плутоний в расходуемом топливе в вариантах осуществления реактора ядерного деления 10 загрязнен в намного большей степени продуктами деления, тем самым, создавая трудности обращения с ним и регенерации, а также делая менее привлекательным для преобразования в военных целях.

НАГЛЯДНОЕ ПРЕДСТАВЛЕНИЕ СПОСОБОВ

Дальнейшее описание представляет собой ряд блок-схем, описывающих варианты осуществления. Для облегчения понимания блок-схемы организованы гак. чтобы начальные блок-схемы давали представление о вариантах осуществления на примере варианта осуществления, а на следующих блок-схемах показаны альтернативные варианты осуществления и/или более подробное изложение первоначальной блок-схемы (блок-схем) в качестве операций с подкомпонентами или дополнительных операций с компонентами, строящихся па одной или ранее представленных блок-схемах. Специалистам в данной области будет понятно, что стиль представления, использованный здесь (например, начало с представления блок-схемы (блок-схем), представляющей пример варианта осуществления, а после внесение дополнений и/или уточнений в последующие блок-схемы) обычно позволяет легко и быстро понять разные варианты осуществления процесса. Кроме того, специалистам в данной области будет понятно, что стиль представления, использованный здесь, хорошо подходит к парадигмам модульных и/или объектно-ориентированных программ.

Представленный в общем виде и согласно фиг.8А, способ 100 предназначен для управления реактором ядерного деления. Способ 100 начинается с блока 102. На блоке 104 делящееся ядерное топливо делится во множестве делящихся тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны реактора ядерного деления. На блоке 106 делящийся материал воспроизводится в одних из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны реактора ядерного деления. На блоке 108 выбранные одни из множества делящихся тепловыделяющих сборок, а также выбранные одни и выбранные другие из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок перестанавливают так, чтобы установить стоячую волну воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерною топлива. Способ 100 останавливается на блоке 110. Подробности будут изложены ниже в нс ограничивающих примерах.

Согласно фиг.8В в некоторых вариантах осуществления деление делящегося ядерного топлива во множестве делящихся тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны реактора ядерного деления реакторного на блоке 104 может включать генерирование в центральной области активной зоны, по меньшей мере, заранее заданного количества энергии в активной зоне реактора ядерного деления на блоке 112.

Согласно фиг.8С в некоторых вариантах осуществления нейтроны могут быть поглощены в периферийной области активной зоны на блоке 114.

Согласно фиг.8D в некоторых вариантах осуществления поглощение нейтронов в периферийной области активной зоны на блоке 114 может включать поглощение нейтронов в других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в периферийной области активной зоны на блоке 116.

Согласно фиг.8Е в некоторых вариантах осуществления поглощение нейтронов в других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в периферийной области активной зоны на блоке 116 может включать воспроизводство делящегося материала в других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в периферийной области активной зоны на блоке 118.

Согласно фиг.8F в некоторых вариантах осуществления поглощение нейтронов в периферийной области активной зоны на блоке 114 может включать поглощение нейтронов во множестве сборок поглотителя нейтронов в периферийной области активной зоны на блоке 120.

Согласно фиг.8G в некоторых вариантах осуществления поглощение нейтронов во множестве сборок поглотителя нейтронов в периферийной области активной зоны на блоке 120 может включать поглощение нейтронов во множестве сборок поглотителя нейтронов в периферийной области активной юны таким образом, что энергия, выработанная в периферийной области активной зоны, поддерживается ниже заранее заданного уровня энергии на блоке 122.

Согласно фиг.8Н в некоторых вариантах осуществления поглощение нейтронов в периферийной области активной зоны на блоке 114 может включать поглощение нейтронов в других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в периферийной области активной зоны и поглощение нейтронов во множестве сборок поглотителя нейтронов в периферийной области активной зоны на блоке 124.

Согласно фиг.81, в некоторых вариантах осуществления на блоке 126 ядерный реактор может быть отключен до перестановки выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок.

Согласно фиг.8J в некоторых вариантах осуществления перестановка выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок таким образом, что устанавливается стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива на блоке 108 может включать перестановка выбранных из множества делящихся тепловыделяющих сборок и выбранные одних и выбранные другие из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок между центральной областью активной зоны и периферийной областью активной зоны так, что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива на блоке 128.

Согласно фиг.8К в некоторых вариантах осуществления перестановка выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок на блоке 108 может включать замену выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок центральной области активной зоны с выбранными другими из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны с выбранными другими из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок периферийной области активной зоны на блоке 130.

Согласно фиг.8L в некоторых вариантах осуществления перестановка выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок на блоке 108 может включать перестановку выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок с заранее заданным уровнем выгорания, и выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок на блоке 132.

Согласно фиг.8М в некоторых вариантах осуществления реактивность в центральной области активной зоны может контролироваться па блоке 134.

Согласно фиг.8N в некоторых вариантах осуществления управление реактивностью в центральной области активной зоны на блоке 134 может включать управление реактивностью в центральной области активной зоны с множеством подвижных сборок управления реактивностью на блоке 136.

Согласно фиг.8O в некоторых вариантах осуществления управление реактивностью в центральной области активной зоны на блоке 134 может включать перестановку выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок на блоке 138.

Согласно фиг.8Р в некоторых вариантах осуществления управление реактивностью в центральной области активной зоны на блоке 134 может включать управление реактивностью в центральной области активной зоны с множеством подвижных сборок управления реактивностью и перестановку выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих на блоке 140.

Согласно фиг.8Q в некоторых вариантах осуществления охладитель реактора может протекать через первое множество отверстий для потока охладителя реактора в центральной области активной зоны на блоке 142. и охладитель реактора может протекать через второе множество отверстий для потока охладителя реактора в периферийной области активной зоны на блоке 144.

Согласно фиг.8R в некоторых вариантах осуществления протекание охладителя реактора через первое множество отверстий для потока охладителя реактора в центральной области активной зоны на блоке 142 может включать протекание через множество групп отверстий для потока охладителя реактора в центральной области активной зоны на блоке 146. В некоторых вариантах осуществления расход через одну выбранную из множества групп отверстий для потока охладителя реактора может базироваться на графике энергозатрат при радиальном расположении выбранной из множества групп отверстий для потока охладителя реактора. В некоторых вариантах осуществления расход через второе множество отверстий для потока охладителя реактора может включать заданный расход, основанный на уровне энергии в периферийной области активной зоны.

Согласно фиг.8S в некоторых вариантах осуществления протекание охладителя реактора через первое множество отверстий для потока охладителя реактора в центральной области активной зоны на блоке 142 и протекание охладителя реактора через второе множество отверстий для потока охладителя реактора в периферийной области активной зоны на блоке 144 может включать поддержание по существу стабильного потока охладителя реактора через одни из первого и второго множества отверстий для потока охладителя реактора на блоке 148.

Согласно фиг.8Т в некоторых вариантах осуществления протекание охладителя реактора через первое множество отверстий для потока охладителя реактора в центральной области активной зоны па блоке 142 и протекание охладителя реактора через второе множество отверстий для потока охладителя реактора в периферийной области активной зоны на блоке 144 может включать изменение потока охладителя реактора через другие из первых и вторых множеств отверстий для потока охладителя реактора на блоке 150.

Согласно фиг.8U в некоторых вариантах осуществления протекание охладителя реактора через первое множество отверстий для потока охладителя реактора в центральной области активной зоны на блоке 142 и протекание охладителя реактора через второе множество отверстий для потока охладителя реактора в периферийной области активной зоны на блоке 144 может включать по существу стабильное протекания потока охладитель реактора через одни из первых и вторых множеств отверстий для потока охладителя реактора и изменение потока охладителя реактора через другие из первых и вторых множеств отверстий для потока охладителя реактора на блоке 152.

Согласно фиг.8V в некоторых вариантах осуществления поток охладителя реактора может быть изменен по меньшей мере на одной из переставленных тепловыделяющих сборок реактора ядерного деления на блоке 154.

Согласно фиг.8W в некоторых вариантах осуществления изменение потока охладителя реактора через по меньшей мере одну из переставленных тепловыделяющих сборок реактора ядерного деления на блоке 154 может включать вращение по меньшей мере одной из переставленных тепловыделяющих сборок реактора ядерного деления на блоке 156.

Согласно фиг.8Х в некоторых вариантах осуществления одни из множества сборок поглотителя нейтронов могут быть перемещены среди множества расположений в периферийной области активной зоны на блоке 158. В некоторых вариантах осуществления множество расположений в периферийной области активной зоны может включать множество заранее заданных радиальных расположений в периферийной области активной зоны. которые выбираются па основе заранее заданного уровня выгорания одних из делящихся тепловыделяющих сборок, которые были переставлены в периферийную область активной зоны.

Согласно фиг.8Y в некоторых вариантах осуществления на блоке 160 одни из множества делящихся тепловыделяющих сборок и одни и другие из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок могут быть выбраны для перестановки таким образом, чтобы установить стоячую волну воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива. В некоторых вариантах осуществления выбор одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и одних и других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок для перестановки таким образом, что устанавливается стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива может базироваться по меньшей мере на одном рабочем параметре, выбранном из данных нейтронного потока, температуры на выходе из тепловыделяющей сборки и расхода тепловыделяющей сборки.

Представленный в общем виде и согласно фиг.9А способ 200 предназначен для управление ядерным реактором. Способ 200 начинается с блока 202. На блоке 204 делящееся ядерное топливо делится во множестве делящихся тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны реактора ядерного деления. На блоке 206 делящийся материал воспроизводится в одних из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны реактора ядерного деления. На блоке 208 осуществляют управление реактивностью в центральной области активной зоны. На блоке 210 в периферийной области активной зоны поглощаются нейтроны. На блоке 212 выбранные одни из множества делящихся тепловыделяющих сборок и выбранные одни и выбранные другие из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок переставляются так. чтобы установилась стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива. Способ 200 останавливается на блоке 214. Подробности будут изложены ниже в не ограничивающих примерах.

Согласно фиг.9В в некоторых вариантах осуществления деление делящегося ядерного топлива во множестве делящихся тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны реактора ядерного деления на блоке 204 может включать генерирование в центральной области активной зоны. но меньшей мере. заданного количества энергии в реакторе ядерного деления на блоке 216.

Согласно фиг.9С в некоторых вариантах осуществления поглощение нейтронов в периферийной области активной зоны на блоке 210 может включать поглощение нейтронов в других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в периферийной области активной зоны на блоке 218.

Согласно фиг.9D в некоторых вариантах осуществления поглощение нейтронов в других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в периферийной области активной зоны на блоке 218 может включать воспроизведение делящегося материала в других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в периферийной области активной зоны на блоке 220.

Согласно фиг.9Е в некоторых вариантах осуществления поглощение нейтронов в периферийной области активной зоны на блоке 210 может включать поглощение нейтронов во множестве сборок поглотителя нейтронов в периферийной области активной зоны на блоке 222.

Согласно фиг.9F в некоторых вариантах осуществления поглощение нейтронов во множестве сборок поглотителя нейтронов в периферийной области активной зоны на блоке 222 может включать поглощение нейтронов во множестве сборок поглотителя нейтронов в периферийной области активной зоны таким образом, что энергия, выработанная в периферийной области активной зоны. поддерживается ниже заранее заданного уровня энергии па блоке224.

Согласно фиг.9G в некоторых вариантах осуществления поглощение нейтронов в периферийной области активной зоны на блоке 210 может включать поглощение нейтронов в других из множества воспроизводящих тепловыделяющих в периферийной области активной зоны и поглощение нейтронов во множестве сборок поглотителя нейтронов в периферийной области активной зоны на блоке 226.

Согласью фиг.9Н в некоторых вариантах осуществления на блоке 228 ядерный реактор может быть отключен до перестановки выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок между центральной областью активной зоны и периферийной областью активной зоны.

Согласно фиг.91 в некоторых вариантах осуществления перестановка выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок таким образом, что устанавливается стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива на блоке 212 может включать перестановку выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок между центральной областью активной зоны и периферийной областью активной зоны таким образом, что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива на блоке 230.

Согласно фиг.9J в некоторых вариантах осуществления перестановка выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок на блоке 212 может включать замену выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок центральной области активной зоны на выбранные одни из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны и на выбранные другие из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в периферийной области активной зоны на блоке 232.

Согласно фиг.9К в некоторых вариантах осуществления перестановка выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок на блоке 212 может включать перестановку выбранных из множества делящихся тепловыделяющих сборок, имеющих заранее заданный уровень выгорания, и выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок на блоке 234.

Согласно фиг.9L в некоторых вариантах осуществления управление реактивностью в центральной области активной зоны на блоке 208 может включать управление реактивностью в центральной области активной зоны с множеством подвижных сборок управления реактивностью на блоке 236.

Согласно фиг.9М в некоторых вариантах осуществления управление реактивностью в центральной области активной зоны на блоке 208 может включать перестановку выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих и выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок на блоке 238.

Согласно фиг.9N в некоторых вариантах осуществления управление реактивностью в центральной области активной зоны на блоке 208 может включать управление реактивностью в центральной области активной зоны с множеством подвижных сборок управления реактивностью и перестановку выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок на блоке 240.

Согласно фиг.90 в некоторых вариантах осуществления охладитель реактора может протекать через первое множество отверстий для потока охладителя реактора в центральной области активной зоны на блоке 242 и охладитель реактора может протекать через второе множество отверстий для потока охладителя реактора в периферийной области активной зоны на блоке 244.

Согласно фиг.9Р в некоторых вариантах осуществления протекание охладителя реактора через первое множество отверстий для потока охладителя реактора в центральной области активной зоны на блоке 242 может включать протекание охладителя реактора через множество отверстий для потока охладителя реактора в центральной области активной зоны на блоке 246. В некоторых вариантах осуществления расход охладителя реактора через выбранную из множества групп отверстий для потока охладителя реактора может основываться на графике энергозатрат при радиальном расположении выбранной одной из множества групп отверстий для потока охладителя реактора. В некоторых вариантах осуществления расход через второе множество отверстий для потока охладителя реактора может включать заранее заданный расход исходя из уровня энергии в периферийной области активной зоны.

Согласно фиг.9Q в некоторых вариантах осуществления протекание охладителя реактора через первое множество отверстий для потока охладителя в центральной области активной зоны на блоке 242 и протекание охладителя реактора через второе множество отверстий для потока охладителя реактора в периферийной области активной зоны на блоке 244 может включать поддержание по существу установившегося потока охладителя реактора, проходящего через одни из первого и второго множества отверстий для потока охладителя реактора на блоке 248.

Согласно фиг.9R в некоторых вариантах осуществления протекание охладителя реактора через первое множество отверстий для потока охладителя реактора в центральной области активной зоны на блоке 242 и протекание охладителя реактора через второе множество отверстий для потока охладителя реактора в периферийной области активной зоны на блоке 244 может включать изменение потока охладителя реактора через другие из первого и второго множества отверстий для потока охладителя реактора на блоке 250.

Согласно фиг.9S в некоторых вариантах осуществления протекание охладителя реактора через первое множество отверстий для потока охладителя реактора в центральной области активной зоны на блоке 242 и протекание охладителя реактора через второе множество отверстий для потока охладителя реактора в периферийной области активной зоны на блоке 244 включает поддержание но существу устойчивого потока охладителя реактора через первое и второе множество отверстий для потока охладителя реактора и изменение потока охладителя реактора через другие из первого и второго множества отверстий для потока охладителя реактора на блоке 252.

Согласно фиг.9Т, в некоторых вариантах осуществления поток охладителя реактора по меньшей мере через одну из переставленных тепловыделяющих сборок может меняться на блоке 254.

Согласно фиг.9U в некоторых вариантах осуществления изменение потока охладителя реактора, проходящего по меньшей мере через одну из переставленных тепловыделяющих сборок, на блоке 254 может включать вращение по меньшей мере одной из переставленных тепловыделяющих сборок на блоке 256.

Согласно фиг.9V в некоторых вариантах осуществления одни из множества сборок поглотителя нейтронов могут быть перемещены среди множества расположений в периферийной области активной зоны на блоке 258. В некоторых вариантах осуществления множество расположений в периферийной области активной зоны может включать множество заранее заданных радиальных расположений в периферийной области активной зоны, которые выбирают на основании заранее заданного уровня выгорания одной из делящихся тепловыделяющих сборок, которые были переставлены в периферийную область активной зоны.

Согласно фиг.9W в некоторых вариантах осуществления на блоке 260 одни из множества делящихся тепловыделяющих сборок и одни и другие из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок могут быть выбраны для перестановки таким образом, что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива. В некоторых вариантах осуществления выбор одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и одних и других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок для перестановки таким образом, чтобы стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива может быть основана по меньшей мере на одном рабочем параметре. выбранном из данных нейтронного потока, температуры на выходе из тепловыделяющей сборки и расхода тепловыделяющей сборки.

Представленный в общем виде и согласно фиг.10А способ 300 предназначен для контроля избыточной реактивности в реакторе ядерного деления. Способ 300 начинается на блоке 302. На блоке 304 критичность с положительным значением реактивности достигается в центральной области активной зоны реактора ядерного деления. На блоке 306 значение реактивности возрастает до момента, когда заранее заданный уровень выгорания достигнут в выбранных одних из тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора. На блоке 308 возрастание реактивности компенсируется. Способ 300 прекращается на блоке 310. Подробности будут изложены ниже в не ограничивающих примерах.

Согласно фиг.10В в некоторых вариантах осуществления возрастание значения реактивности до заранее заданного уровня выгорания достигается в выбранных одних из тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора на блоке 306 может включать монотонное возрастание значения реактивности до момента, когда заранее заданный уровень выгорания достигнут в выбранных одних из тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора на блоке 312.

Согласно фиг.10С в некоторых вариантах осуществления возрастание значения реактивности до заранее заданного уровня выгорания достигается в выбранных одних из тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора на блоке 306 может включать возрастание количества делящегося материала в одних из тепловыделяющих сборок активной зоны реактора до момента, когда заранее заданный уровень выгорания достигнут в выбранных одних из тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора на блоке 314.

Согласно фиг.10D в некоторых вариантах осуществления возрастание количества делящегося материала в одних из тепловыделяющих сборок активной зоны реактора до момента, когда заданный уровень выгорания достигнут в выбранных одних из тепловыделяющих сборок активной зоны реактора, на блоке 314 может включать воспроизведение делящегося топлива из воспроизводящего топлива на блоке 316.

Согласно фиг.10Е в некоторых вариантах осуществления компенсация возрастания реактивности на блоке 308 может включать введение материала, поглощающего нейтроны, в центральную области активной зоны на блоке 318.

Согласно фиг.10F в некоторых вариантах осуществления введение материала, поглощающего нейтроны, в центральную область активной зоны на блоке 318 может включать введение управляющих стержней в центральную область активной зоны на блоке 320.

Согласно фиг.10G в некоторых вариантах осуществления введение материала, поглощающего нейтроны, в центральную области активной зоны на блоке 318 может включать замену выбранных делящихся тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны на воспроизводящие тепловыделяющие сборки из периферийной области активной зоны реактора на блоке322.

Согласно фиг.10Н в некоторых вариантах осуществления введение материала, поглощающего нейтроны, в центральную область активной зоны на блоке 318 может включать введение управляющих стрежней в центральную область активной зоны и замену выбранных делящихся тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны на воспроизводящие тепловыделяющие сборки из периферийной области активной зоны реактора на блоке 324.

Все из вышеприведенных патентов США, публикаций патентных заявок США. патентных заявок США. иностранных патентов, иностранных патентных заявок и не патентных публикаций, приведенное в данном описании и/или в любом информационном листке заявки, введены в настоящий документ в качестве ссылки в той мере, в какой они согласуются с ней.

В отношении использования по существу терминов во множественном и/или единственном числе, то специалисты в данной области могут переводить множественное число единственным и/или единственное множественным насколько это соответствует тексту и/или случаю применения. Для ясности разные изменения единственного/множественного числа не выражены здесь в прямой форме.

Предмет изобретения, описанный в данном документе, иногда иллюстрирует разные компоненты, которые в нем содержатся, или которые связаны с другими компонентами. Следует понимать, что описанные структуры являются просто примерами, и что фактически многие другие структуры могут быть осуществлены с такой же функциональностью. В концептуальном значении любое расположение компонентов для достижения такой же функциональности эффективно «связано» таким образом, что достигается желаемая функциональность. Следовательно, любые два компонента в настоящем документе, связанные для достижения особенной функциональности, могут рассматриваться как «связанные» друг с другом таким образом, что достигается желаемая функциональность вне зависимости от структур промежуточных компонентов. Аналогично любые два компонента, связанные таким образом, могут также рассматриваться как «функционально соединенные» или «функционально сцепленные» друг с другом для достижения желаемой функциональности, и любые два компонента, которые могут быть связаны таким образом, могут также рассматриваться как «функционально сцепляемые» друг с другом для достижения желаемой функциональности. Конкретные примеры функционально сцепляемых друг с другом компонентов включают без ограничения физически сопрягаемые и/или физически взаимодействующие компоненты и/или компоненты с возможностью беспроводного взаимодействия и/пли компоненты с беспроводным и/или логически взаимодействующие и/или с возможностью логического взаимодействия.

В некоторых случаях на один или более компонентов могут быть ссылки в данном документе как «конфигурированный с возможностью». «конфигурированные посредством», «конфигурируемый с возможностью», «осуществимые/работающие», «адаптированные, способные к адаптации» «способные», «соответствующий/согласующийся с» и т.д. Специалисты в данной области понимают, что такие термины (напр. «конфигурированный с возможностью») могут обобщенно охватывать активные и/или реактивные компоненты и/или резервные компоненты, если только не требуется иное понимание по контексту.

В то время, как отдельные аспекты настоящего предмета, описанные в данном документе, были показаны и описаны, специалистам в данной области будет понятно, что, основываясь на идеи изобретения, могут быть сделаны изменения и модификации без отклонений от сути изобретения, описанного в данном документе и его более широких аспектов и, таким образом, прилагаемая формула должны охватывать в своем объеме все такие изменения и модификации в пределах сути и объема предмета, описанного в данном документе. Специалистам в данной области техники будет понятно, что в целом термины, использованные в данном документе, и особенно в прилагаемой формуле изобретения (например, в тексте прилагаемой формулы изобретения) в целом имеются в виду как «открытые» термины (например, термин «включая» следует интерпретировать как «включая, но не ограничиваясь», слово «имея» следует интерпретировать как «имея, по меньшей мере» слово «включает» следует интерпретировать как «включает, но не ограничивает» и т.д.). Далее специалистам в данной области будет понятно, что если подразумевается конкретное число перечисления представляемых пунктов, то это намерение будет четко указано в пункте формулы, а при отсутствии этого перечисления такое намерение отсутствует. Например, для того, чтобы облегчить понимание, в дальнейшей прилагаемой формуле может содержаться использование вводных фраз «но меньшей мере один» и «один или более», для предоставления перечисления. Однако использование таких фраз не должно быть построено так, чтобы введение пункта формулы с помощью единственного числа ограничивало какой-либо отдельный пункт формулы, содержащий такое вводное указание на пункты, содержащие только одно такое указание, даже когда один и тот же пункт формулы включает вводные фразы «один или боле» или «но меньшей мере один» и использование единственного числа (например, использование единственного числа должно обычно интерпретироваться так, чтобы обозначать «по меньшей мере один» или «один или более»); то же самое относится к использованию слова «указанный», применяемым для того, чтобы ввести пункт патентной формулы. Кроме того, даже если отдельный номер введенного пункта приведен явно определенно, специалистам в данной области техники будет понятно, что такое упоминание обычно интерпретируется как по меньшей мере указанный номер (например, простое перечисление «двух перечислений» без каких-либо определяющих слов обычно означает по меньшей мере два перечисления или два или более перечислений). Далее, в тех случаях, когда используются общепринятые аналоги выражений «по меньшей мере одно из А, В, и С и т.д.», то в целом такая конструкция приводится в значении, которое понимается специалистами по общему согласию (например, «система, имеющая по меньшей мере один из А, В и С» включает, не ограничиваясь, содержащие только А, только В, только С, А и В вместе, А и С вместе, В и С вместе, и/или А, В, и С вместе и т.д.) В таких случаях используется общепринятый аналог выражению «по меньшей мере одно из А, В или С и т.д.», в целом такая конструкция имеет то значение, которое понятно специалисту в данной области но общему согласию (например, «система, содержащая по меньшей мере одно из А, В или С», должна включать не ограничиваясь системы, в которых есть только А, только В, только С, А и В вместе, А и С вместе. В и С вместе, и/или А, В, и С вместе и т.д.). Специалистам в данной области техники будет понятно, что обычно разделительное слово и/или фраза, вводящая один или более альтернативных терминов, будь то описание, пункты формулы или чертежи, должны восприниматься для рассмотрения возможностей включения одного из терминов, каждого из терминов или обоих терминов, если только но контексту не требуется иное. Например, фраза «А или Б» обычно понимается как включающая возможности применения «А» или «В» или «А и В.»

В отношении прилагаемых пунктов формулы специалисты в данной области могут понять, что приведенные в данном документе операции могут в целом выполняться в любом порядке. Кроме того, хотя различные операционное потоки представлены в определенной последовательности (последовательностях), следует понимать, что различные операции могут выполняться в других порядках, чем те, какие проиллюстрированы, или могут быть выполняться одновременно. Примеры этих альтернативных порядков могут включать перекрывающийся, чередующийся, прерываемый, переупорядоченный, с приращениями, подготовительный, дополнительный, одновременный, обратный или иные вариантные порядки, если по контексту не требуется иного. Далее, термины наподобие «реагирующий на», «относящийся к» или иные прилагательные в прошедшем времени обычно не предназначены для исключения таких вариантов, если по контексту не требуется иного.

Специалистам в данной области техники будет понятно, что представленные ниже в качестве примера специфические процессы и/или устройства и/или технологии представляют более общие процессы и/или устройства и/или технологии, указанные в данном документе, например, в пунктах формулы данной заявки.

Аспекты предмета изобретения, описанные в настоящем документе, изложены в последующих пронумерованных пунктах:

1. Активная зона реактора ядерного деления, содержащая:

центральную область активной зоны, включая:

множество делящихся тепловыделяющих сборок;

некоторые из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок; и

множество перемещаемых сборок по управлению реактивностью; и

периферийную область активной зоны, включая:

другие из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок; и

множество сборок поглотителя нейтронов.

2. Активная зона реактора ядерного деления по п.1, где материал для ядерного воспроизводства во множестве воспроизводящих тепловыделяющих сборок включает U238.

3. Активная зона реактора ядерного деления по п.2, где U238 включает, по меньшей мере, один типа урана, выбранного из природного урана и обедненного урана.

4. Активная зона реактора ядерного деления по п.2, где U238 в одних из множества сборок ядерного топлива включает природный уран и U238 в других из множества сборок ядерного топлива включает обедненный уран.

5. Активная зона реактора ядерного деления по п.1, где множество делящихся тепловыделяющих сборок включает обогащенный делящийся материал.

6. Активная зона реактора ядерного деления по п.5, где обогащенный делящийся материал включает U235.

7. Активная зона реактора ядерного деления по п.1, где множество делящихся тепловыделяющих сборок включает:

множество обогащенных делящихся тепловыделяющих сборок; и множество сборок вторичного наработанного ядерного топлива.

8. Активная зона реактора ядерного деления по п.7, где обогащенный делящийся материал во множестве обогащенных делящихся тепловыделяющих сборок включаети235 и воспроизведенный делящийся материал во множестве сборок вторичного наработанного ядерного топлива включает Рu239.

9. Активная зона реактора ядерного деления по п.7, где периферийная область активной зоны далее включает одни из множества сборок вторичного наработанного ядерного топлива.

10. Активная зона реактора ядерного деления по п.7, где периферийной области активной зоны дополнительно включает отобранные из множества обогащенных делящихся тепловыделяющих сборок, имея при этом, по меньшей мере, заданный уровень выгорания.

11. Активная зона реактора ядерного деления по п.7, где периферийная область активной зоны дополнительно включает отобранные из множества вторичных делящихся тепловыделяющих сборок имея при этом, по меньшей мере, заданный уровень выгорания.

12. Активная зона реактора ядерного деления по п.7, где периферийная область активной зоны, кроме того, включает некоторые из множества вторичных делящихся тепловыделяющих сборок, имея низший уровень выгорания, нежели заданный.

13. Активная зона реактора ядерного деления по п.1, где:

множество делящихся тепловыделяющих сборок включает множество вторичных делящихся тепловыделяющих сборок; и

периферийная область активной зоны включает множество обогащенных делящихся тепловыделяющих сборок, имея при этом, по меньшей мере, заданный уровень выгорания.

14. Активная зона реактора ядерного деления по п.13, где периферийная область активной зоны, кроме того, включает некоторые из множества вторичных делящихся тепловыделяющих сборок.

15. Активная зона реактора ядерного деления по п.14, где периферийная область активной зоны, кроме того. включает отобранные из множества вторичных делящихся тепловыделяющих сборок, имея при этом. но меньшей мере, заданный уровень выгорания.

16. Активная зона реактора ядерного деления по п.14, где периферийная область активной зоны. кроме того. включает некоторые из множества вторичных делящихся тепловыделяющих сборок, имея меньший уровень выгорания, чем заданный.

17. Активная зона реактора ядерного деления по п.1, где, по меньшей мере. одна из множества делящихся тепловыделяющих сборок включает делящийся материал, выводимый из реактора ядерного деления.

18. Активная зона реактора ядерного деления но п.17, где множество делящихся тепловыделяющих сборок, которые включают делящийся материал, выводимый из реактора ядерного деления, включает, по меньшей мере. одну заключенную в оболочку делящуюся тепловыделяющую сборку.

19. Активная зона реактора ядерного деления но п.1, кроме того, содержащая множество приемников потока из тепловыделяющих сборок, характеризующаяся:

первым множеством отверстий для потока охладителя в центральной части активной зоны; и

вторым множеством отверстий для потока охладителя в периферийной части активной зоны.

20. Активная зона реактора ядерного деления по п.19, где первое множество отверстий для потока охладителя реактора включает множество групп отверстий для потока охладителя реактора.

21. Активная зона реактора ядерного деления по п.20. где скорость потока. проходящего через отобранное отверстие из множества групп отверстий для потока охладителя реактора основано на профиле энергии при радиальном размещении выбранной группы из множества групп отверстий потока охладителя реактора.

22. Активная зона реактора ядерного деления по п.19, где скорость потока. проходящая через второе множество отверстий для потока охладителя реактора включает заданную скорость потока, исходя из уровня энергии в периферийной области активной зоны.

23. Активная зона реактора ядерного деления по п.19, где первое и второе множество отверстий для потока охладителя реактора включают отверстия постоянного сечения.

24. Активная зона реактора ядерного деления по п.19, где первое и второе множество отверстий для потока охладителя реактора включают отверстия переменного сечения.

25. Активная зона реактора ядерного деления по п.19, где первое и второе множество отверстий для потока охладителя реактора включают отверстия постоянного и переменного сечения.

26. Активная зона реактора ядерного деления по п.1, где множество перемещаемых сборок управления реактивностью и множество сборок поглотителя нейтронов включают гидрид гафния.

27. Реактор ядерного деления, состоящий из:

бака реактора;

активной зоны реактора ядерного деления, располагаемого в баке реактора ядерного деления, активную зону реактора ядерного деления, включающую:

центральную область активной зоны. включающую:

множество делящихся тепловыделяющих сборок;

некоторые из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок; и

множество перемещаемых сборок управления реактивностью; и

периферийную область активной зоны, включая:

другие из множества воспроизводящих тепловыделяющих

сборок; и

множество сборок нейтронного поглотителя:

систему внутренних перемещений, конфигурированию так, чтобы переставлять некоторые из множества делящихся тепловыделяющих сборок и некоторые из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок; и

систему охладителя реактора.

28. Реактор ядерного деления по п.27, где система внутренних перемещений, кроме того, конфигурирована так, чтобы переставлять некоторые из системы перемещений множества делящихся тепловыделяющих сборок и некоторые из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок между центральной областью активной зоны и периферийной областью активной зоны.

29. Реактор ядерного деления по п.27, где воспроизводящий материал в множестве воспроизводящих тепловыделяющих сборок включает U238.

30. Реактор ядерного деления по п.29, где U238 включает, по меньшей мере, один тип урана, выбранный из природного и обедненного урана.

31. Реактор ядерного деления по п.29. где в некоторые из множества сборок ядерного топлива включают природный уран, a U238 в других из множества сборок ядерного топлива включает обедненный уран.

32. Реактор ядерного деления но п.27, где множество делящихся тепловыделяющих сборок включает обогащенный делящийся материал.

33. Реактор ядерного деления но п.32, где обогащенный делящийся материал включает U235.

34. Реактор ядерного деления по п.27, где множество делящихся тепловыделяющих сборок включает:

множество обогащенных делящихся тепловыделяющих сборок; и множество вторичных делящихся тепловыделяющих сборок.

35. Реактор ядерного деления по п.34, где обогащенный делящийся материал в множестве обогащенных делящихся тепловыделяющих сборок включает U235 и воспроизведенный делящийся материал в множестве вторичных делящихся тепловыделяющих сборок включает Рч239.

36. Реактор ядерного деления по п.34, где периферийная область активной зоны, кроме того, включает некоторые из множества вторичных делящихся тепловыделяющих сборок.

37. Реактор ядерного деления по п.34, где периферийная область активной зоны, кроме того, включает некоторые сборки, отобранные из множества обогащенных делящихся тепловыделяющих сборок, имея при этом, по меньшей мере, заданный уровень выгорания.

38. Реактор ядерного деления по п.34, где периферийная область активной зоны. кроме того, включает сборки, отобранные из множества вторичных делящихся тепловыделяющих сборок, имея при этом, по меньшей мере, заданный уровень выгорания.

39. Реактор ядерного деления по п.34, где периферийная область активной зоны кроме того. включает некоторые из множества вторичных делящихся тепловыделяющих сборок имея меньший уровень выгорания, чем заданный.

40. Реактор ядерного деления но п.27, где:

множество делящихся тепловыделяющих сборок включает множество вторичных делящихся тепловыделяющих сборок; и

периферийная область активной зоны включает множество обогащенных делящихся тепловыделяющих сборок, имея при этом, но меньшей мере, заданный уровень выгорания.

41. Реактор ядерного деления по п.40, где периферийная область активной зоны, кроме того, включает некоторые из множества вторичных делящихся тепловыделяющих сборок.

42. Реактор ядерного деления по п.41, где периферийная область активной зоны, кроме того, включает отобранные из множества вторичных делящихся тепловыделяющих сборок, имея при этом, по меньшей мере, заданный уровень выгорания.

43. Реактор ядерного деления по п.41, где периферийная область активной зоны, кроме того, включает некоторые из множества вторичных делящихся тепловыделяющих сборок, имея меньший уровень выгорания, чем заданный.

44. Реактор ядерного деления по п.27, где, по меньшей мере, одна из множества делящихся тепловыделяющих сборок включает делящийся материал, выводимый из реактора ядерного деления.

45. Реактор ядерного деления по п.44, где множество делящихся тепловыделяющих сборок, которые включают делящийся материал, удаляемый из реактора ядерного деления включает, по меньшей мере. одну делящуюся тепловыделяющую сборку со сменной оболочкой.

46. Реактор ядерного деления по п.27, кроме того, содержащий множество сборок приемников для потока ядерного топлива, характеризующийся:

первым множеством отверстий для потока охладителя реактора в центральной области активной зоны; и

вторым множеством отверстий для потока охладителя реактора в

периферийной области активной зоны.

47. Реактор ядерного деления по п.46. где первое множество отверстий для потока охладителя реактора включает множество групп отверстий для потока охладителя реактора.

48. Реактор ядерного деления по п.47, где скорость потока, проходящего через выбранную группу отверстий из множества групп отверстий для потока охладителя реактора, основана на профиле энергии при радиальном размещении выбранных из множества групп отверстий для потока охладителя реактора.

49. Реактор ядерного деления по п.46, где скорость потока, походящего через второе множество отверстий для потока охладителя реактора, включает заданную скорость потока, исходя из уровня энергии в периферийной области активной зоны.

50. Реактор ядерного деления по п.46, где первое и второе множество отверстий для потока охладителя реактора включает отверстия с постоянным сечением.

51. Реактор ядерного деления по п.46, где первое и второе множество отверстий для потока охладителя реактора включает отверстия с переменным сечением.

52. Реактор ядерного деления по п.46, где первое и второе множество отверстий для потока охладителя реактора включают отверстия с постоянным и переменным сечением.

53. Реактор ядерного деления но п.27, где система внутренних перемещений, кроме того. сконфигурирована так, чтобы перемещать некоторые из множества сборок поглотителя нейтронов во множестве позиций в периферийной области активной зоны.

54. Реактор ядерного деления но п.53, где множество позиций в периферийной области активной зоны включает множество заданных радиальных позиций в периферийной области активной зоны, которые выбираются, исходя из заданного уровня выгорания тепловыделяющих сборок, расположенных в периферийной области активной зоны.

55. Реактор ядерного деления по п.27, где система внутренних перемещений, кроме того, конфигурирована так, чтобы вращать некоторые из множества сборок нейтронного поглотителя.

56. Реактор ядерного деления по п.27, где система внутренних перемещений, кроме тою. сконфигурирована так, чтобы переставлять некоторые из множества делящихся тепловыделяющих сборок и некоторые из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок между центральной областью активной зоны и частью бака реактора, находящегося снаружи от активной зоны реактора ядерного деления.

57. Реактор ядерного деления по п.27, где множество перемещаемых сборок управления реактивностью и множество сборок поглотителя нейтронов включают гидрид гафния.

58. Реактор ядерного деления по п.27, где система охладителя реактора включает резервуар с жидким натрием, расположенным в баке реактора, при этом активная зона реактора ядерного деления погружена в резервуар с жидким натрием.

59. Реактор ядерного деления по п.58, где система охладителя реактора, кроме того. включает, по меньшей мере, один теплообменник, распложенный в резервуаре с жидким натрием.

60. Реактор ядерного деления но п.59, где. но меньшей мере, один теплообменник включает, но меньшей мере, один промежуточный теплообменник.

61. Реактор ядерного деления но п.59, кроме того, содержащий:

по меньшей мере. один парогенератор в термической связи, по меньшей мере, с одним теплообменником.

62. Реактор ядерного деления по п.27, кроме того, содержащий:

систему вывода тепла ядерного распада.

63. Реактор ядерного деления, содержащий:

бак реактора;

активную зону реактора ядерного деления, расположенную в баке реактора, при этом активная зона реактора ядерного деления включает:

центральную область активной зоны, включающую:

множество делящихся тепловыделяющих сборок;

некоторые из множества воспроизводящих тепловыделяющих

сборок; и

множество передвигаемых сборок контроля реактивности; и периферийную область активной зоны, включающую:

другие из множества воспроизводящих тепловыделяющих

сборок: и

множество сборок поглотителя нейтронов;

систему внутренних перемещений, конфигурированную так, чтобы переставлять некоторые из множества делящихся тепловыделяющих сборок и некоторые из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок;

систему охладителя реактора:

множество приемников потока из тепловыделяющих сборок, характеризующееся:

первым множеством отверстий для потока охладителя реактора в центральной области активной зоны; и

вторым множеством отверстий для потока охладителя реактора в периферийной области активной зоны; и

системой вывода тепла ядерного распада.

64. Реактор ядерного деления но п.63, где система внутренних перемещений, кроме того. конфигурирована так, чтобы переставлять некоторые из множества делящихся тепловыделяющих сборок и некоторые из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок между центральной областью активной зоны и периферийной областью активной зоны.

65. Реактор ядерного деления по п.63, где воспроизводящий материал в множестве воспроизводящих тепловыделяющих сборок включает U238.

66. Реактор ядерного деления по п.65, где U238 включает, по меньшей мере, один тип урана, выбранный из разновидностей природного урана и обедненного урана.

67. Реактор ядерного деления по п.65, где в некоторых из множества тепловыделяющих сборок содержится природный уран и U238. в других же из множества тепловыделяющих сборок топлива содержится обедненный уран.

68. Реактор ядерного деления по п.63. где множество делящихся тепловыделяющих сборок включает обогащенный делящийся материал.

69. Реактор ядерного деления но п.68, где обогащенный делящийся материал включает U235.

70. Реактор ядерного деления но и.63. где множество делящихся тепловыделяющих сборок включает:

множество обогащенных телящихся тепловыделяющих сборок; и множество вторичных делящихся тепловыделяющих сборок.

71. Реактор ядерного деления по п.70, где обогащенный делящийся материал во множестве обогащенных делящихся тепловыделяющих сборок включает U235. а воспроизведенный делящийся материал во множестве вторичных делящихся тепловыделяющих сборок включает Pu239.

72. Реактор ядерного деления по п.70, где периферийная область активной юны, кроме того, включает некоторые из множества вторичных делящихся тепловыделяющих сборок.

73. Реактор ядерного деления по п.70, где периферийная область активной зоны. кроме того, включает некоторые из множества обогащенных делящихся тепловыделяющих сборок, имея при этом, по меньшей мере, заданный уровень выгорания.

74. Реактор ядерного деления по п.70, где периферийная область активной зоны, кроме того, включает некоторые из множества вторичных делящихся тепловыделяющих сборок, имея при этом, по меньшей мере, заданный уровень выгорания.

75. Реактор ядерного деления по п.70, где периферийная области активной зоны, кроме того. включает некоторые из множества вторичных делящихся тепловыделяющих сборок имея меньший уровень выгорания, чем заданный.

76. Реактор ядерного деления по п.63, где:

множество делящихся тепловыделяющих сборок включает множество вторичных делящихся тепловыделяющих сборок; и

периферийная область активной зоны включает множество обогащенных делящихся тепловыделяющих сборок, имея при этом, по меньшей мере, заданный уровень выгорания.

77. Реактор ядерного деления по п.76, где периферийная область активной зоны, кроме того, включает некоторые из множества вторичных делящихся тепловыделяющих сборок.

78. Реактор ядерного деления по п.77, где периферийная область активной зоны. кроме того, включает некоторые из множества вторичных делящихся тепловыделяющих сборок, имея при этом. но меньшей мере, заданный уровень выгорания.

79. Реактор ядерного деления по п.77, где периферийная область активной зоны. кроме того, включает некоторые из множества вторичных делящихся тепловыделяющих сборок имея меньший уровень выгорания, чем заданный.

80. Реактор ядерного деления по п.63, где по меньшей мере одна сборка из множества делящихся тепловыделяющих сборок включает делящийся материал, выводимый из реактора ядерного деления.

81. Реактор ядерного деления по п.80, где множество делящихся тепловыделяющих сборок, которое включает делящийся материал, выводимый из реактора ядерного деления, включает, по меньшей мере, одну заключаемую в оболочку делящуюся тепловыделяющую сборку.

82. Реактор ядерного деления по п.63, где первое множество отверстий для потока охладителя реактора включает множество групп отверстий для потока охладителя реактора.

83. Реактор ядерного деления по п.82, где скорость потока, проходящего через выбранную из множества групп отверстий для потока охладителя реактора. основана на профиле энергии при радиальном положении выбранных из множества групп отверстий для охладителя реактора.

84. Реактор ядерного деления по п.63, где скорость потока, проходящего через второе множество отверстий для потока охладителя реактора, включает заданную скорость потока, исходя из уровня энергии в периферийной области активной зоны.

85. Реактор ядерного деления по п.63, где первое и второе множество отверстий для потока охладителя реактора включает отверстия с постоянным сечением.

86. Реактор ядерного деления по п.63, где первое и второе множество отверстий для потока охладителя реактора включает отверстия с переменным сечением.

87. Реактор ядерного деления по п.63, где первое и второе множество отверстий для потока охладителя реактора включает отверстия с постоянным сечением и отверстия с переменным сечением.

88. Реактор ядерного деления по п.63, где система внутренних перемещений, кроме того, конфигурирована гак, чтобы перемещать некоторые из множества сборок поглотителя нейтронов среди множество позиций в периферийной области активной зоны.

89. Реактор ядерного деления по п.88, где множество позиций в периферийной области активной зоны включает множество заданных радиальных положений в периферийной области активной зоны, которые выбраны, исходя из заданного уровня выгорания тепловыделяющих сборок, расположенных в периферийной области активной зоны.

90. Реактор ядерного деления по п.63, где система внутренних перемещений. кроме того, сконфигурирована так, чтобы вращать некоторые из множества сборок нейтронного поглотителя.

91. Реактор ядерного деления по п.63, где система внутренних перемещений, кроме того, сконфигурирована так, чтобы переставлять некоторые из множества делящихся тепловыделяющих сборок и некоторые из множества делящихся тепловыделяющих сборок между центральной областью активной зоны и частью бака реактора, находящегося снаружи от активной юны реактора ядерного деления.

92. Реактор ядерного деления но п.63, где множество передвижных сборок контроля реактивности и множество сборок поглотителя нейтронов включает гидрид гафния.

93. Реактор ядерного деления по п.63, где система охладителя реактора включает резервуар с жидким натрием, расположенный в баке реактора, при этом активная зона реактора ядерного деления погружена в резервуар с жидким натрием.

94. Реактор ядерного деления по п.93, где система охладителя реактора, кроме того. включает, по меньшей мере, один теплообменник, расположенный в резервуаре с жидким натрием.

95. Реактор ядерного деления по п.94, где, по меньшей мере, один теплообменник включает, по меньшей мере, один промежуточный теплообменник.

96. Реактор ядерного деления по п.94, кроме того, содержащий:

по меньшей мере, один парогенератор в тепловом контакте, по меньшей мере, с одним теплообменником.

97. Способ работы реактора ядерного деления, включающий:

делящийся материал делящегося ядерного топлива во множестве делящихся тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны реактора ядерного деления;

воспроизводство делящегося материала в некоторых из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны реактора ядерного деления; и

перестановка отобранных из множества делящихся тепловыделяющих сборок и других, отобранных из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок таким образом, что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива.

98. Способ но п.97, где делящийся материал делящегося ядерного топлива в множестве делящихся тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны реактора ядерного деления, имеющего в центральной области активной зоны. но меньшей мере, заданную величину энергии в активной зоне реактора ядерного деления.

99. Способ по п.97, кроме того, включающий:

захват нейтронов в периферийной области активной зоны.

100. Способ по п.99, где захват нейтронов в периферийной области активной зоны включает захват нейтронов в других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в периферийной области активной зоны.

101. Способ по п.100, где захват нейтронов в других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в периферийной области активной зоны включает воспроизведение делящегося материала в других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в периферийной области активной зоны.

102. Способ по п.99, где захват нейтронов в периферийной области активной зоны включает захват нейтронов в множестве сборок поглотителя нейтронов в периферийной области активной зоны.

103. Способ но п.102, где захват нейтронов во множестве сборок поглотителя нейтронов в периферийной области активной зоны включает захват нейтронов в множестве сборок поглотителя нейтронов в периферийной области активной зоны так, что энергия, производимая в периферийной области активной зоны. удерживается на уровне ниже заданного.

104. Способ по п.99, где захват нейтронов в периферийной области активной зоны включает захват нейтронов в других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в периферийной области активной зоны и захват нейтронов в множестве сборок поглотителя нейтронов в периферийной области активной зоны.

105. Способ по п.97, кроме тою, включающий:

отключение реактора ядерного деления перед перестановкой отобранных из множества делящихся тепловыделяющих сборок и других, отобранных из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок.

106. Способ по п.97, где перестановка отобранных из множества делящихся тепловыделяющих сборок и других, отобранных из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок таким образом, что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива включает перестановку отобранных из множества делящихся тепловыделяющих сборок и других, отобранных из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок между центральной областью активной зоны и периферийной областью активной зоны таким образом, что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива.

107. Способ по п.97, где перестановка отобранных из множества делящихся тепловыделяющих сборок и других, отобранных из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок включает замену отобранных из множества делящихся тепловыделяющих сборок центральной области активной зоны отобранными из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок центральной области активной зоны и другими, отобранными из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок периферийной области активной зоны.

108. Способ по п.97, где перестановка отобранных из множества делящихся тепловыделяющих сборок и других, отобранных из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок включает перестановку отобранных из множества делящихся тепловыделяющих сборок, имеющего заданный уровень выгорания и других, отобранных из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок.

109. Способ по п.97, кроме того. включающий:

управление реактивностью в центральной области активной зоны.

110. Способ по п.109, где управление реактивностью в центральной области активной зоны включает управление реактивностью в центральной области активной зоны с помощью множества передвижных сборок управления реактивностью

111. Способ по п.109, где управление реактивностью в центральной области активной зоны включает перестановку отобранных из множества делящихся тепловыделяющих сборок и других, отобранных из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок.

112. Способ по п.109, где управление реактивностью в центральной области активной зоны включает управление реактивностью в центральной области активной зоны с помощью множества передвижных сборок управления реактивностью и перестановки отобранных из множества делящихся тепловыделяющих сборок и других, отобранных из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок.

113. Способ по п.97, кроме того, включающий:

течение охладителя реактора через первое множество отверстий для охладителя реактора в центральной области активной зоны; и

течение охладителя реактора через второе множество отверстий для потока охладителя реактора в периферийной области активной зоны.

114. Способ по п.113, где течение охладителя реактора через первое множество отверстий для охладителя реактора в центральной области активной зоны включает течение охладителя реактора через множество групп отверстий для потока охладителя реактора в центральной области активной зоны.

115. Способ по п.114, где скорость протекания через группу отверстий, выбранную из множества групп отверстий для потока охладителя реактора, исходя из профиля энергии при радиальном размещении выбранной группы из множества групп отверстий для потока охладителя реактора.

116. Способ по п.113, где скорость потока через второе множество отверстии для потока охладителя реактора включает заданную скорость потока, исходя из уровня энергии в периферийной области активной зоны.

117. Способ по п.113, где течение охладителя реактора через первое множество отверстий для охладителя реактора в центральной области активной зоны и течение охладителя реактора через второе множество отверстий для потока охладителя реактора в периферийной области активной зоны включает удержание главным образом стабильного потока охладителя реактора через первое и второе множество отверстий для потока охладителя реактора.

118. Способ по п.113, где течение охладителя реактора через первое множество отверстий для охладителя реактора в центральной области активной зоны и течение охладителя реактора через второе множество отверстий для потока охладителя реактора в периферийной области активной зоны включает переменный поток охладителя реактора через другие отверстия первого и второго множества отверстий для потока охладителя реактора.

119. Способ по п.113, где течение охладителя реактора через первое множество отверстий для потока охладителя реактора в центральной области активной зоны и течение охладителя реактора через второе множество отверстий для потока охладителя реактора в периферийной области активной зоны включает поддержание по существу установившегося потока охладителя реактора через одни из первого и второго множеств отверстий для потока охладителя реактора и изменения поток охладителя реактора через другие отверстия первого и второго множества отверстий для потока охладителя реактора.

120. Способ по п.113 дополнительно включающий:

изменение потока охладителя реактора через по меньшей мере одну из перестановленных тепловыделяющих сборок.

121. Способ по п.120, где изменение потока охладителя реактора через по меньшей, одну из перестановленных тепловыделяющих сборок включает вращение по меньшей мере одной из перестановленных тепловыделяющих сборок.

122. Способ по п.102 дополпительно включающий:

перемещение одних из множества сборок поглотителя нейтронов среди множества расположений в периферийной области активной зоны.

123. Способ по п.122, где множество расположений в периферийной области активной зоны включает множество заранее заданных радиальных расположений в периферийной области активной зоны, которые выбраны на основании заранее заданного уровня выгорания одних из делящихся тепловыделяющих сборок, переставленных в периферийную область активной зоны.

124. Способ по п.97 дополнительно включающий:

выбор одних из множества делящихся тепловыделяющих и одних и других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок для перестановки таким образом, что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива.

125. Способ по п.124, где выбор одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и одних и других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок для перестановки таким образом, что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива на основании но меньшей мере одного рабочего параметра, выбранного из данных нейтронного потока, температуры тепловыделяющей сборки па выходе и расхода тепловыделяющей сборки.

126. Способ работы реактора ядерного деления, при этом способ включает:

деление делящегося ядерного топлива но множестве делящихся тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны реактора ядерного деления;

воспроизведение делящегося материала в одних из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны реактора ядерного деления;

управление реактивностью в центральной области активной зоны;

поглощение нейтронов в периферийной области активной зоны; и перестановку выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок таким образом, что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива.

127. Способ по п.126, где деление делящегося ядерного топлива во множестве делящихся тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны реактора ядерного деления включает генерирование в центральной области активной зоны, по меньшей мере, заранее заданной значения энергии в активной зоне реактора ядерного деления.

128. Способ по п.126, где поглощение нейтронов в периферийной области активной зоны включает поглощение нейтронов в других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок ядерного топлива в периферийной области активной зоны.

129. Способ по п.128, где поглощение нейтронов в других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок ядерного топлива в периферийной области активной зоны включает воспроизведение.(едящегося материала в других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок ядерного топлива в периферийной области активной зоны.

130. Способ по п.126, где поглощение нейтронов в периферийной области активной зоны включает поглощение нейтронов во множестве сборок поглотителя нейтронов в периферийной области активной зоны.

131. Способ по п.130, где поглощение нейтронов во множестве сборок поглотителя нейтронов в периферийной области активной зоны включает поглощение нейтронов во множестве сборок поглотителя нейтронов в периферийной области активной зоны так, что энергия, вырабатываемая в периферийной области активной зоны, поддерживается ниже заранее заданного уровня энергии.

132. Способ по п.126, где поглощение нейтронов в периферийной области активной зоны включает поглощение нейтронов в других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в периферийной области активной зоны и поглощение нейтронов во множестве сборок поглотителя нейтронов в периферийной области активной зоны.

133. Способ по п.126 дополнительно включающий:

отключение реактора ядерного деления перед перестановкой выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок между центральной областью активной зоны и периферийной областью активной зоны.

134. Способ по п.126, где перестановка выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок таким образом, что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива, включает перестановку выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок между центральной областью активной зоны и периферийной областью активной зоны таким образом.

что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива.

135. Способ по п.126, где перестановка выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок включает замену выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны на отобранные одни из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны и на выбранные другие из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в периферийной области активной зоны.

136. Способ по п.126, где перестановка выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок включает перестановку выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок с заранее заданным уровнем выгорания и выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок.

137. Способ по п.126, где управление реактивностью в центральной области активной зоны включает управление реактивностью в центральной области активной зоны с помощью множества подвижных сборок управления реактивностью.

138. Способ по п.126, где управление реактивностью в центральной области активной зоны включает перестановку выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок.

139. Способ по п.126, где управление реактивностью в центральной области активной зоны включает управление реактивностью в центральной области активной зоны с множеством подвижных сборок управления реактивностью и перестановку выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок.

140. Способ но п.126 дополнительно включающий:

течение охладителя реактора через первое множество отверстий для потока охладителя реактора в центральной области активной зоны; и

течение охладителя реактора через второе множество отверстий для потока охладителя реактора в периферийной области активной зоны.

141. Способ по п.140, где течение охладителя реактора через первое множество отверстий для охладителя реактора в центральной области активной зоны включает течение охладителя реактора через множество групп отверстий для потока охладителя реактора в центральной области активной зоны.

142. Способ по п.141, где расход через выбранную одну из множества групп отверстий для потока охладителя реактора основан на графике энергозатрат при радиальном расположении выбранной одной из множества групп отверстий для потока охладителя реактора.

143. Способ по п.140, где расход через второе множество отверстий для потока охладителя реактора включает заранее заданный расход на основании уровня энергии в периферийной области активной зоны.

144. Способ по п.140, где течение охладителя реактора через первое множество отверстий для потока охладителя реактора в центральной области активной зоны и течение охладителя реактора через второе множество отверстий для потока охладителя реактора в периферийной области активной зоны включает поддержание по существу установившегося потока охладителя реактора через одни из первого и второго множества отверстий для потока пропускания охладителя реактора.

145. Способ по п.140, где течение охладителя реактора через первое множество отверстий для потока охладителя реактора в центральной области активной зоны и течение охладителя реактора через второе множество отверстий для потока охладителя реактора в периферийной области активной зоны включает изменение потока охладителя реактора через другие из первого и второго множества отверстий для потока охладителя реактора.

146. Способ по п.140, где течение охладителя реактора через первое множество отверстий для потока охладителя реактора в центральной области активной зоны и течение охладителя реактора через второе множество отверстий для потока охладителя реактора в периферийной области активной зоны включает поддержание по существу установившегося потока охладителя реактора через первое и второе множество отверстий для потока охладителя реактора и изменение потока охладителя реактора через другие из первого и второго множества отверстий для потока охладителя реактора.

147. Способ по п.140 дополнительно включающий:

изменение потока охладителя реактора, по меньшей мере, через одну из переставленных тепловыделяющих сборок.

148. Способ по п.147, где изменение потока охладителя реактора через, по меньшей мере, одну из переставленных тепловыделяющих сборок включает вращение но меньшей мере одной из переставленных тепловыделяющих сборок.

149. Способ по п.130 дополнительно включающий:

перемещение одних из множества сборок поглотителя нейтронов среди множества расположений в периферийной области активной зоны.

150. Способ по п.149, где множество расположений в периферийной области активной зоны включает множество заранее заданных радиальных расположений в периферийной области активной зоны, которые могут быть выбраны на основании заданного уровня выгорания одних из делящихся тепловыделяющих сборок, которые были переставлены в периферийную область активной зоны.

151. Способ по п.126 дополнительно включающий:

выбор одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и одних и других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок для перестановки таким образом, что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива.

152. Способ но п.151, где выбор одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок и одних и других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок для перестановки таким образом, что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива на основании по меньшей мере одного рабочего параметра, выбранного из данных нейтронного потока, температуры тепловыделяющей сборки на выходе и расхода тепловыделяющей сборки.

153. Способ контроля избыточной реактивностью в реактор ядерного деления, при этом способ включает:

достижение критичности с положительным значением реактивности в центральной области активной зоны реактора ядерного деления;

увеличение значения реактивности до того момента, когда заранее заданный уровень выгорания достигнут в выбранных одних из тепловыделяющих сборок активной зоны реактора: и

компенсирование роста реактивности.

154. Способ по п.153, где увеличение значения реактивности до того момента, когда заранее заданный уровень выгорания достигнут в выбранных одних из тепловыделяющих сборок активной зоны реактора, включает монотонное возрастание значения реактивности до того момента, когда заранее заданный уровень выгорания достигнут в выбранных одних из тепловыделяющих сборок активной зоны реактора.

155. Способ по п.153, где возрастание значения реактивности до того момента. когда заранее заданный уровень выгорания достигнут в выбранных одних из тепловыделяющих сборок активной зоны реактора, включает возрастание количества делящегося материала в одних из тепловыделяющих сборок активной зоны реактора до того момента, когда заранее заданный уровень выгорания достигнут в выбранных одних из тепловыделяющих сборок активной зоны реактора.

156. Способ по п.155, где растущее количество делящегося материала в одних из тепловыделяющих сборках активной зоны до того момента, когда заранее заданный уровень выгорания достигнут в выбранных одних из тепловыделяющих сборок активной зоны реактора, включает воспроизведение делящегося ядерного топлива из воспроизводящего топлива.

157. Способ по п.153, где компенсирование роста реактивности включает введение материала, поглощающего нейтроны, в центральную область активной зоны.

158. Способ по п.157, где введение материала, поглощающего нейтроны, в центральную область активной зоны включает введение управляющих стержней в центральную область активной зоны.

159. Способ по п.157, где введение материала, поглощающего нейтроны, в центральную область активной зоны включает замену выбранных делящихся тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны на сборки на воспроизводящие тепловыделяющие сборки из периферийной области активной зоны реактора.

160. Способ по п.157, где введение материала, поглощающего нейтроны, в центральную область активной зоны включает введение управляющих стержней и центральную область активной зоны и замену выбранных делящихся тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны на воспроизводящие тепловыделяющие из периферийной области активной зоны реактора.

Хотя здесь представлены разнообразные аспекты и варианты осуществления, для специалистов в данной области техники будут понятны и другие аспекты и варианты осуществления. Различные аспекты и варианты осуществления раскрыты в данном документе для наглядности и не предназначены для ограничения объема настоящего изобретения, причем объем и сущность настоящею изобретения указаны последующей формулой изобретения.

1. Реактор ядерного деления, содержащий:
бак реактора;
активную зону реактора ядерного деления, содержащую:
центральную область активной зоны, содержащую:
множество делящихся тепловыделяющих сборок;
одни из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок; и
множество перемещаемых сборок управления реактивностью; и
периферийную область активной зоны, содержащую:
другие из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок; и
множество сборок поглотителя нейтронов;
внутриреакторную перегрузочную систему, содержащую две вращающиеся оправки, которые расположены на расстоянии в вертикальном направлении от верхней части активной зоны реактора ядерного деления; механизм 52 со смещенным плечом, проходящий через одну из вращающихся оправок к верхней части активной зоны реактора ядерного деления; механизм прямолинейного перемещения, проходящий через другую вращающуюся оправку к верхней части активной зоны реактора ядерного деления; причем нижние концы механизма со смещенным рычагом и механизма прямолинейного перемещения содержат соответствующие захватные устройства, что дает возможность захватывать выбранные делящиеся тепловыделяющие сборки и воспроизводящие тепловыделяющие сборки; при этом вращение вращающихся оправок и механизма со смещенным рычагом позволяет механизму со смещенным рычагом и механизму прямолинейного перемещения локализоваться в любой желаемой позиции для переставления одной из множества делящихся тепловыделяющих сборок и одной из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок таким образом, что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива; и
систему охлаждения реактора.

2. Реактор ядерного деления по п. 1, где воспроизводящий материал во множестве воспроизводящих тепловыделяющих сборок содержит U238.

3. Реактор ядерного деления по п. 1, где множество делящихся тепловыделяющих сборок содержит:
множество обогащенных делящихся тепловыделяющих сборок, включающих U235; и
множество вторичных делящихся тепловыделяющих сборок, включающих Pu239.

4. Реактор ядерного деления по п. 3, где периферийная область активной зоны дополнительно содержит одни из множества вторичных делящихся тепловыделяющих сборок.

5. Реактор ядерного деления по п. 1, где:
множество делящихся тепловыделяющих сборок содержит множество вторичных делящихся тепловыделяющих сборок; и
периферийная область активной зоны содержит множество обогащенных делящихся тепловыделяющих сборок, характеризующихся, по меньшей мере, заданным уровнем выгорания.

6. Реактор ядерного деления по п. 5, где периферийная область активной зоны дополнительно содержит одни из множества вторичных делящихся тепловыделяющих сборок.

7. Реактор ядерного деления по п. 1, где по меньшей мере одна из множества делящихся тепловыделяющих сборок содержит делящийся материал, выгруженный из реактора ядерного деления.

8. Реактор ядерного деления по п. 1, дополнительно содержащий множество приемников потока тепловыделяющих сборок, задающих:
первое множество отверстий для потока охладителя реактора в центральной области активной зоны; и
второе множество отверстий для потока охладителя реактора в периферийной области активной зоны.

9. Реактор ядерного деления по п. 8, где первое множество отверстий для потока охладителя реактора содержит множество групп отверстий для потока охладителя реактора.

10. Реактор ядерного деления по п. 1, где внутриреакторная перегрузочная система дополнительно сконфигурирована таким образом, чтобы переставлять одни из множества делящихся тепловыделяющих сборок и одни из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок между центральной областью активной зоны и периферийной областью активной зоны.

11. Реактор ядерного деления по п. 1, где внутриреакторная перегрузочная система дополнительно сконфигурирована таким образом, чтобы перемещать одни из множества сборок поглотителя нейтронов среди множества положений в периферийной области активной зоны, которые могут быть выбраны исходя из заданного уровня выгорания тепловыделяющих сборок, расположенных в периферийной области активной зоны.

12. Реактор ядерного деления по п. 1, где система охлаждения реактора содержит бассейн с жидким натрием, расположенный в баке реактора, причем активная зона реактора погружена в бассейн с жидким натрием.

13. Реактор ядерного деления по п. 12, где система охлаждения реактора дополнительно содержит по меньшей мере один теплообменник, расположенный в бассейне с жидким натрием.

14. Реактор ядерного деления по п. 13, дополнительно содержащий по меньшей мере один парогенератор в термической связи по меньшей мере с одним теплообменником.

15. Способ работы реактора ядерного деления, причем способ включает:
деление делящегося ядерного топлива во множестве делящихся тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны реактора ядерного деления;
воспроизведение делящегося материала в одних из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны реактора ядерного деления; и
перестановку выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок, а также выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок таким образом, что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива.

16. Способ по п. 15, где деление делящегося топлива во множестве делящихся тепловыделяющих сборках в центральной области активной зоны реактора ядерного деления включает генерирование в центральной области активной зоны, по меньшей мере, заданного количества мощности в активной зоне реактора ядерного деления.

17. Способ по п. 16, дополнительно включающий поглощение нейтронов в периферийной области активной зоны.

18. Способ по п. 17, где поглощение нейтронов в периферийной области активной зоны включает поглощение нейтронов в других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в периферийной области активной зоны.

19. Способ по п. 18, где поглощение нейтронов в других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в периферийной области активной зоны включает воспроизведение делящегося материала в других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в периферийной области активной зоны.

20. Способ по п. 17, где поглощение нейтронов в периферийной области активной зоны включает поглощение нейтронов во множестве сборок поглотителя нейтронов в периферийной области активной зоны.

21. Способ по п. 17, где поглощение нейтронов в периферийной области активной зоны включает поглощение нейтронов в других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок в периферийной области активной зоны и поглощение нейтронов во множестве сборок поглотителя нейтронов в периферийной области активной зоны.

22. Способ по п. 15, дополнительно включающий остановку реактора ядерного деления перед перестановкой выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок, а также выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок.

23. Способ по п. 15, где перестановка выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок, а также выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок таким образом, что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива, включает перестановку выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок, а также выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок между центральной областью активной зоны и периферийной областью активной зоны таким образом, что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива.

24. Способ по п. 15, где перестановка выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок, а также выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок, включает замену выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок центральной области активной зоны на выбранные одни из множества воспроизводящих топливных сборок центральной области активной зоны и на выбранные другие из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок периферийной области активной зоны.

25. Способ по п. 15, дополнительно включающий управление реактивностью в центральной области активной зоны.

26. Способ по п. 25, где управление реактивностью в центральной области активной зоны включает управление реактивностью в центральной области активной зоны посредством множества перемещаемых сборок управления реактивностью.

27. Способ по п. 25, где управление реактивностью в центральной области активной зоны включает перестановку выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок, а также выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок.

28. Способ по п. 25, где управление реактивностью в центральной области активной зоны включает управление реактивностью в центральной области активной зоны посредством множества перемещаемых сборок управления реактивностью и перестановки выбранных одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок, а также выбранных одних и выбранных других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок.

29. Способ по п. 15, дополнительно включающий:
течение охладителя реактора через первое множество отверстий для охладителя реактора в центральной области активной зоны; и
течение охладителя реактора через второе множество отверстий для потока охладителя реактора в периферийной области активной зоны.

30. Способ по п. 29, где течение охладителя реактора через первое множество отверстий для охладителя реактора в центральной области активной зоны включает течение охладителя реактора через множество групп отверстий для потока охладителя реактора в центральной области активной зоны.

31. Способ по п. 29, где расход через второе множество отверстий для потока охладителя реактора содержит заданный расход на основании уровня мощности в периферийной области активной зоны.

32. Способ по п. 29, где течение охладителя реактора через первое множество отверстий для охладителя реактора в центральной области активной зоны и течение охладителя реактора через второе множество отверстий для потока охладителя реактора в периферийной области активной зоны включает поддержание, по существу, стабильного потока охладителя реактора через одни из первого и второго множества отверстий для потока охладителя реактора.

33. Способ по п. 29, где течение охладителя реактора через первое множество отверстий для охладителя реактора в центральной области активной зоны и течение охладителя реактора через второе множество отверстий для потока охладителя реактора в периферийной области активной зоны включает изменение потока охладителя реактора через другие из первого и второго множества отверстий для потока охладителя реактора.

34. Способ по п. 29, где течение охладителя реактора через первое множество отверстий для охладителя реактора в центральной области активной зоны и течение охладителя реактора через второе множество отверстий для потока охладителя реактора в периферийной области активной зоны включает поддержание, по существу, стабильного потока охладителя реактора через одни из первого и второго множества отверстий для потока охладителя реактора и изменение потока охладителя реактора через другие из первого и второго множества отверстий для потока охладителя реактора.

35. Способ по п. 29, дополнительно включающий изменение потока охладителя реактора через по меньшей мере одну из переставленных тепловыделяющих сборок.

36. Способ по п. 15, дополнительно включающий выбор одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок, а также одних и других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок для перестановки таким образом, что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива.

37. Способ по п. 36, где выбор одних из множества делящихся тепловыделяющих сборок, а также одних и других из множества воспроизводящих тепловыделяющих сборок для перестановки таким образом, что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива, основан на по меньшей мере одном эксплуатационном параметре, выбранном из данных нейтронного потока, температуры тепловыделяющей сборки на выходе и расхода тепловыделяющей сборки.

38. Способ управления избыточной реактивностью в реакторе ядерного деления, причем способ включает:
достижение критичности с положительным значением реактивности в центральной области активной зоны реактора ядерного деления;
повышение значения реактивности до тех пор, пока заданный уровень выгорания не будет достигнут в выбранных одних из тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора; и
компенсирование повышения реактивности путем перестановки выбранных одних из тепловыделяющих сборок таким образом, что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося ядерного топлива и деления делящегося ядерного топлива.

39. Способ по п. 38, где повышение значения реактивности до тех пор, пока заданный уровень выгорания не будет достигнут в выбранных одних из тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора, включает монотонное повышение величины реактивности до тех пор, пока заданный уровень выгорания не будет достигнут в выбранных одних из тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора.

40. Способ по п. 38, где повышение значения реактивности до тех пор, пока заданный уровень выгорания не будет достигнут в выбранных одних из тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора, включает увеличение количества делящегося материала в одних из тепловыделяющих сборок активной зоны реактора до тех пор, пока заданный уровень выгорания не будет достигнут в выбранных одних из тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора.

41. Способ по п. 40, где повышение количества делящегося материала в одних из тепловыделяющих сборок активной зоны реактора до тех пор, пока заданный уровень выгорания не будет достигнут в выбранных одних из тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора, включает воспроизведение делящегося топлива из воспроизводящего топлива.

42. Способ по п. 38, где компенсирование повышения реактивности включает вставку поглощающего нейтроны материала в центральную область активной зоны.

43. Способ по п. 42, где вставка поглощающего нейтроны материала в центральную область активной зоны включает вставку управляющих стержней в центральную область активной зоны.

44. Способ по п. 42, где вставка поглощающего нейтроны материала в центральную область активной зоны включает замену выбранных делящихся тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны на воспроизводящие тепловыделяющие сборки из периферийной области активной зоны реактора.

45. Способ по п. 42, где вставка поглощающего нейтроны материала в центральную область активной зоны включает вставку управляющих стержней в центральную область активной зоны и замену выбранных делящихся тепловыделяющих сборок в центральной области активной зоны на воспроизводящие тепловыделяющие сборки из периферийной области активной зоны реактора.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к манипулированию топливом в ядерном реакторе. .

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано для перегрузки топливных сборок ядерного реактора на АЭС преимущественно с легководными реакторами.

Изобретение относится к области атомного машиностроения, в частности к оборудованию, предназначенному для проведения транспортно-технологических операций при загрузке и выгрузке тепловыделяющих сборок ядерного реактора.

Изобретение относится к конструкции кассеты для подачи топливных элементов из хранилища в загрузочную зону реактора и может быть использовано в атомной энергетической промышленности.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для проверки работоспособности системы контроля расхода теплоносителя в каналах ядерного реактора.

Изобретение относится к быстрым реакторам с нейтронно-делительной волной. В изобретении охарактеризованы реактор ядерного деления, способы работы реактора ядерного деления и способы управления избыточной реактивностью в реакторе ядерного деления. Способ управления избыточной реактивностью включает деление ядерного топлива и воспроизведение делящегося материала в центральной области активной зоны, перестановку сборок с делящимся и воспроизводящим материалом, так что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося материала и деления ядерного топлива. Технический результат - повышение уровня выгорания топлива. 3 н. и 42 з.п. ф-лы, 68 ил.

Наверх