管理核裂变反应堆中的过度反应性的方法
【专利说明】
[00011 本申请是原申请申请号201080060365.3，申请日2010年11月02日，发明名称为"驻 波核裂变反应堆及方法"的分案申请。
[0002] 交叉参考相关申请
[0003] 本申请涉及如下所列申请（"相关申请"）以及要求从如下所列申请中获得最早可 用有效申请日的权益(例如，要求临时专利申请，以及相关申请的任何和所有父代、祖父代、 曾祖父代等申请基于35USC§119(e)的权益）。
[0004] 相关申请
[0005] 为了美国专利商标局（USPTO)的额外法定要求，本申请要求2009年11月2日提交 的、发明人为Char I es E .AhlfelcUThomas M · Burke、Ty Ier S.Ellis、John Rogers GillelancUJonatan Hejzlar、Pavel Hejzlar、Roderick A.Hyde、David G.McAlees、Jon D.McWhirter、Ashok Odedra、Robert C.Petroski、Nicholas W·TouraruJoshua C.Walter、 Kevan D.Weaver、Thomas Allan Weaver、Charles Whitmer、Lowell L.Wood,Jr·、和George B.Zimmerman、发明名称为"TRAVELING WAVE NUCLEAR FISSION REACTOR FUEL SYSTEM AND METHOD(行波核裂变反应堆燃料系统及其方法)"的美国临时专利申请第61/280,370号的优 先权益，该申请是在本申请的提交日之前的12个月内提交的，或者是给予当前同时待审申 请以申请日的权益的申请。
[0006] 为了美国专利商标局（USPTO)的额外法定要求，本申请构成2010年11月2日提交 的、发明人为Char I es E .AhlfelcUThomas M · Burke、Ty Ier S.Ellis、John Rogers GillelancUJonatan Hejzlar、Pavel Hejzlar、Roderick A.Hyde、David G.McAlees、Jon D.McWhirter、Ashok 0dedra、Robert C.Petroski、Nicholas W·TouraruJoshua C.Walter、 Kevan D.Weaver、Thomas Allan Weaver、Charles Whitmer、Lowell L.Wood,Jr·、和George B.Zimmerman、发明名称为"TRAVELING WAVE NUCLEAR FISSION REACTOR FUEL SYSTEM AND METHOD(行波核裂变反应堆燃料系统及其方法)"的编号待指定的美国专利申请的部分继续 申请，该申请当前同时待审，或者是给予当前同时待审申请以申请日的权益的申请。
[0007] 美国专利商标局(USPTO)已经发布了内容是USPTO的计算机程序要求专利申请人 引用序号并指示申请是继续申请还是部分继续申请的公告。有关细节请参阅可在http:// www · uspto · gov/web/offices/com/sol/og/2003/weekl 1/patbene · htm.上查到的文章， Stephen G.Kunin,Benefit of Prior-Filed Application,USPTO Official Gazette March 18,2003。本申请人实体(下文称为"申请人"）在上面已经提供了如法规所述要求其 优先权的申请的特定引用。本申请人理解，该法规在其特定引用语言上是明确的，不需要序 号或像"继续"或"部分继续"那样的任何表征来要求美国专利申请的优先权。尽管如上文所 述，但本申请人理解，USPTO的计算机程序有某些数据条目要求，因此本申请人将本申请指 定成如上所述它的父代申请的部分继续，但明确指出，这样的指定决不能理解成关于除了 其父代申请的主题之外、本申请是否包含任何新主题的任何类型的注释和/或承认。
[0008] 相关申请以及相关申请的任何和所有父代、祖父代、曾祖父代等申请的所有主题， 以这样的主题不会与本文的主题相抵触的程度通过引用并入本文中。
技术领域
[0009] 本专利申请涉及核裂变反应堆及方法。
【发明内容】
[0010] 所公开的实施例包括核裂变反应堆堆芯、核裂变反应堆、操作核裂变反应堆的方 法以及管理核裂变反应堆中的过度反应性的方法。
[0011]上文是一个总结，因此可能包含细节的简化、概括、包括、和/或省略；因此，本领域 的技术人员将意识到，该总结只是例示性的，而意图不是进行任何限制。除了上述的任何例 示性方面、实施例、和特征之外，通过参考附图和如下详细描述，进一步的方面、实施例、和 特征将变得明显。本文所述的设备、和/或过程和/或其它主题内容的其它方面、特征和优点 将在本文展示的教导中变得明显。
【附图说明】
[0012] 图1A-1C是例示性核裂变反应堆的部分剖视透视图。
[0013] 图2是例示性核裂变反应堆堆芯的示意形式的顶视图。
[0014] 图3是例示性核燃料组件的示意形式的部分剖视透视图。
[0015]图4A是例示性燃料组件流体盛器的示意形式的部分剖视透视图。
[0016] 图4B例示了叠加在例示性阶跃堆芯支承栅板的示意形式的侧视平面图上的相对 通量分布的曲线图。
[0017] 图5A和5B是例示性衰变热移除系统的示意形式的侧视图。
[0018]图6A和6B是反应性对于燃耗的关系的例示性曲线图。
[0019] 图7是钚同位素演化对于U238的利用的关系的例示性曲线图。
[0020] 图8A是操作核裂变反应堆的例示性方法的流程图。
[0021]图8B-8Y是图8A的方法的例示性细节的流程图。
[0022]图9A是操作核裂变反应堆的另一种例示性方法的流程图。
[0023]图9B-9W是图9A的方法的例示性细节的流程图。
[0024] 图IOA是管理核裂变反应堆中的过度反应性的例示性方法的流程图。
[0025] 图10B-10H是图IOA的方法的例示性细节的流程图。
【具体实施方式】
[0026] 魃
[0027] 在如下详细描述中，将参考形成其一部分的附图。在这些附图中，不同附图中的相 似或相同符号通常表示相似或相同的项目，除非上下文另有规定。
[0028] 在【具体实施方式】、附图和权利要求书中描述的例示性实施例并不意味着限制。可 以不偏离本文展示的主题的精神或范围地利用其它实施例，以及可以作出其它改变。
[0029] 本领域的普通技术人员将认识到，本文所述的部件(例如，操作）、设备、对象和伴 随它们的讨论用作澄清概念的例子，并且可以设想出各种配置变型。因此，如本文所使用， 展示的特定例子以及伴随的讨论旨在代表它们的更一般类别。一般说来，任何特定例子的 使用都旨在代表它的类别，以及特定部件(例如，操作）、设备、和对象的未包括不应该看作 是限制性的。
[0030] 为了清晰地展示起见，本申请使用了形式上的概括性标题。但是，应该明白，这些 概括性标题用于展示的目的，可以在整个申请中讨论不同类型的主题（例如，可以在过程/ 操作标题下描述设备/结构和/或可以在结构/过程标题下讨论过程/操作;和/或单个话题 的描述可以跨越两个或更多个话题标题）。因此，形式上的概括性标题的使用决不是打算限 制本发明的范围。
[0031] 挺塗
[0032] 现在参照图IA-C和图2,以及通过非限制性概述给出，例示性核裂变反应堆10将通 过例示以及非限制性地描述。如下面所详细讨论地，核裂变反应堆10的实施例是经由核燃 料组件的移动（也称为倒换（shuffling))建立再生和裂变的驻波(也称为再生-燃烧波）的 再生和燃烧快堆(也称为行波反应堆或TWR)。
[0033] 仍然通过概述的方式，将核裂变反应堆堆芯12布置在反应堆容器14中。核裂变反 应堆堆芯12的中央堆芯区域16(图2)包括可裂变核燃料组件18(图2)。中央堆芯区域16还包 括可转换核燃料组件20a(图2)。中央堆芯区域16还包括可移动反应性控制组件22(图2)。 [0034]核裂变反应堆堆芯12的外围堆芯区域24(图2)包括可转换核燃料组件20b(图2)。 将意识到，可转换核燃料组件20a和20b可以由相同或相似结构（如相似的标号所指)形成。 如下面所进一步说明地，可转换核燃料组件20a驻留在与外围堆芯区域24中的中子通量环 境(可转换核燃料组件20b驻留在其中）不同的中央堆芯区域16中的中子通量环境中。其结 果是，在堆芯的寿命内，可转换核燃料组件20a以与可转换核燃料组件20b经历和经受的速 率不同的速率，可能经受再生和可能经历燃耗。因此，使用相似(但不相同）的标号20a和20b 有助于在本文讨论堆芯寿命的各个阶段中跟踪可转换核燃料组件20a和20b。外围堆芯区域 24还包括中子吸收组件26。
[0035]容器内处理系统28被配置成倒换几个可裂变核燃料组件18和几个可转换核燃料 组件20a和20b。核裂变反应堆10还包括反应堆冷却剂系统30。
[0036] 通过非限制性概述继续讨论，按照一些方面，提供了操作核裂变反应堆的方法。通 过非限制性例子给出，在一些实施例中，在核裂变反应堆的核裂变反应堆堆芯的中央堆芯 区域中使多个可裂变核燃料组件中的可裂变核燃料材料裂变。在核裂变反应堆堆芯的中央 堆芯区域中的多个可转换核燃料组件的几个中再生可裂变材料，以及以建立再生可裂变核 燃料材料和使可裂变核燃料材料裂变的驻波的方式倒换多个可裂变核燃料组件的所选几 个和多个可转换核燃料组件的所选几个和所选其它几个。
[0037] 通过非限制性概述继续讨论，按照一些方面，提供了管理核裂变反应堆中的过度 反应性的方法。通过非限制性例子给出，在一些实施例中，在核裂变反应堆的反应堆堆芯的 中央堆芯区域中达到具有正反应量的临界。增加反应量直到在反应堆堆芯中的所选几个燃 料组件中达到预定燃耗水平，以及补偿反应性的增加。
[0038]下面通过非限制性例子展示细节。
[0039] 例示性核裂变反应堆
[0040]在下面展示的讨论中，将首先通过非限制性例子展示有关核裂变反应堆10的堆芯 外部件的细节。接着通过非限制性例子展示有关核裂变反应堆10的堆芯内部件的细节。这 样排序讨论细节有助于人们理解核裂变反应堆堆芯10中再生和裂变的驻波的建立。
[0041 ] 堆芯外部件
[0042] 仍然参照图1A-1C和图2,可以将核裂变反应堆10的实施例的大小做成适合所希望 的任何应用。例如，可以将核裂变反应堆10的各种实施例用在所希望的低功率(约SOOMW e3-约500MWe)应用、中等功率（约500MWe-约1000 MWe)应用、和大功率（约1000 MW e及以上)应用 中。
[0043] 核裂变反应堆10的实施例基于液态金属冷却快堆技术的元件。例如，在各种实施 例中，反应堆冷却剂系统30包括布置在反应堆容器14中的液态钠池。在这样的情况下，将核 裂变反应堆堆芯12浸没在反应堆容器14中的钠冷却剂池中。反应堆容器14被安全壳32围绕 着，安全壳32有助于在不可能从反应堆容器14中泄漏的情况下防止钠冷却剂损失。
[0044] 在各种实施例中，反应堆冷却剂系统30还包括反应堆冷却剂栗34。反应堆冷却剂 栗34可以是像，例如，机电栗或电磁栗那样，所希望的任何适用栗。
[0045] 在各种实施例中，反应堆冷却剂系统30还包括热交换器36。热交换器36被布置在 一次液态钠池中。热交换器36在热交换器36的另一侧上含有非放射性中间钠冷却剂。为此， 可以认为热交换器36是中间热交换器。蒸汽发生器(为了清晰起见，在图1A-1C和2中未示 出）与热交换器36热连通。将意识到，如果需要的话，可以使用任何数量的反应堆冷却剂栗 34、热交换器36、和蒸汽发生器。
[0046]反应堆冷却剂栗34使一次钠冷却剂循环通过核裂变反应堆堆芯12。抽运的一次钠 冷却剂在核裂变反应堆堆芯12的顶部从核裂变反应堆堆芯12出来，通过热交换器36的一 侧。使加热中间钠冷却剂循环经过中间钠环路42到蒸汽发生器(未示出），蒸汽发生器(未示 出）又产生蒸汽来驱动涡轮机(未示出）和发电机(未示出）。
[0047]在反应堆关闭期间，在一些实施例中，通过电网对工厂电负载供电，以及衰变热移 除通过输送减少反应堆冷却剂流通过热传输系统的反应堆冷却剂栗34上的小型电机(为清 晰起见，未示出)完成。
[0048]另外参照图5A和5B，在各种实施例中，核裂变反应堆10包括衰变热移除系统38。在 不可从电网上获得电力的情况下，使用衰变热移除系统38移除衰变热。在各种实施例中，衰 变热移除系统38可以包括无需电力，完全靠自然循环运行的两个专用安全级衰变热移除系 统38a(图5A)和38b(图5B)之一或两者。在安全级衰变热移除系统38a(图5A)中，首先通过自 然循环钠将来自核裂变反应堆堆芯12的热量传递给反应堆容器14,然后跨过反应堆容器14 与安全壳32之间的充氩气隙40辐射出来，最后通过沿着安全壳32的壁面流动的自然循环环 境空气移除。
[0049] 在安全级衰变热移除系统38b(图5B)中，热交换器36和中间钠环路42(图1A-1C)通 过钠的自然循环将热量传递给蒸汽发生器44，在蒸汽发生器44上使用通过受保护进气口 46 吸入的环境温度空气使热量通过蒸汽发生器44的壳壁散发出来。
[0050]回头参照图1A-1C，容器内处理系统28被配置成倒换几个可裂变核燃料组件18和 几个可转换核燃料组件20a和20b。在堆芯寿命的一些阶段（如下所讨论）中，可能希望在中 央堆芯区域16与外围堆芯区域24之间倒换几个可裂变核燃料组件18和几个可转换核燃料 组件20a和20b。因此，也可以将容器内处理系统28配置成在中央堆芯区域16与外围堆芯区 域24之间倒换几个可裂变核燃料组件18和几个可转换核燃料组件20a和20b。
[0051] 将意识到，容器内处理系统28允许无需从核裂变反应堆10中移除所移动可裂变核 燃料组件18和可转换核燃料组件20a和20b地移动所选可裂变核燃料组件18和可转换核燃 料组件20a和20b。
[0052] 在各种实施例中，容器内处理系统28包括两者与核裂变反应堆堆芯12的顶部垂直 隔开的旋转插头48和旋转插头50。旋转插头50小于旋转插头48并布置在旋转插头48的顶部 上。偏移臂机52通过旋转插头48延伸到核裂变反应堆堆芯12的顶部。偏移臂机52可通过旋 转插头48旋转。直拉机54通过旋转插头50延伸到核裂变反应堆堆芯12的顶部。
[0053] 偏移臂机52和直拉机54的下端包括像抓手等那样的适当夹持设备，该夹持设备能 够在移动操作期间通过偏移臂机52和直拉机54夹住所选可裂变核燃料组件18和可转换核 燃料组件20a和20b(以及在一些应用中，如下面所讨论，布置在外围堆芯区域24中的中子吸 收组件）。
[0054]旋转旋转插头48和50以及偏移臂机52可以将偏移臂机52和直拉机54定位到任何 所希望位置上，以便从核裂变反应堆堆芯12中拉出所选组件以及将所选组件重新插入核裂 变反应堆堆芯12中的任何所希望空位置上。
[0055]在一些实施例中，容器内处理系统28可以进一步配置成在外围堆芯区域24中的所 选位置之间移动几个中子吸收组件。在这样的情况下，可以根据处在外围堆芯区域24中的 核燃料组件18,20a和/或20b的预定燃耗水平(取决于堆芯寿命的阶段和燃耗水平)从外围 堆芯区域24中的预定径向位置中选择外围堆芯区域24中的位置。在一些其它实施例中，容 器内处理系统28可以进一步配置成旋转几个中子吸收组件。
[0056]在一些其它实施例中，容器内处理系统28可以进一步配置成在中央堆芯区域16与 反应堆容器如果需要的话处在核裂变反应堆堆芯12外部的一部分之间倒换几个可裂变核 燃料组件18和几个可转换核燃料组件20a和/或20b(取决于堆芯寿命的阶段和燃耗水平）。
[0057] 堆芯内部件
[0058]通过非限制性概述给出，在核裂变反应堆堆芯12的实施例中，有足够数量的可裂 变核燃料组件来实现初始临界以及足够的再生来接近稳定状态反应堆堆芯再生和燃烧(再 生和裂变)条件。可裂变组件最初处在产生大多数堆芯功率的中央堆芯区域16中。可转换核 燃料组件被放置在中央堆芯区域16和外围堆芯区域24中，它们的数量是这样选择的，那就 是使反应堆可以无需把新燃料带入反应堆中地运行多达40年或更多。初始堆芯负载被配置 成具有少量过度反应性地达到临界以及在初始反应堆启动之后马上升高到满功率输出。过 度反应性因再生而增加，直到在所选数量的燃料组件中达到预定燃耗。反应性增加通过逐 渐插入堆芯中以保持堆芯临界的可移动反应性控制组件来补偿。
[0059] 仍然通过非限制性概述给出，再生和裂变的波（"再生-燃烧波"）发源于中央堆芯 区域16,但不会移过固定堆芯材料。而是，通过周期性地将堆芯材料移入再生-燃烧区域中 和从再生