Регулирование реакции деления в ядерном реакторе на расплавах солей

Изобретение относится к реактору на расплавах солей. Реактор содержит активную зону ядерного реактора для поддержания реакции ядерного деления, работающую на топливе в виде расплава солей. Система регулирования топлива в виде расплава солей удаляет объем топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора для поддержания параметра реактивности в интервале расчетной реактивности. Система регулирования топлива в виде расплава солей содержит систему замены топлива в виде расплава солей, которая соединена по текучей среде с активной зоной ядерного реактора и заменяет объем топлива в виде расплава солей объемом сырьевого материала, содержащего смесь выбранного воспроизводящего материала и соли-носителя. Система регулирования топлива в виде расплава солей может содержать систему регулирования объемного вытеснения, содержащую одно или более тел объемного вытеснения, вводимых в активную зону ядерного реактора. Каждое тело объемного вытеснения может удалять объем топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора, например, через систему перелива. Техническим результатом является стабилизация реакции деления за счет регулирования количества и состава расплава солей, в частности, без добавления сырьевого материала и без удаления лантанидов, а также возможность уменьшения количества ядерных отходов, остающихся после окончания реакции ядерного деления. 2 н. и 27 з.п. ф-лы, 15 ил.

 

Перекрестные ссылки на родственные заявки

Для настоящей заявки испрашивается приоритет по предварительной заявке на патент US 62/098984, озаглавленной «Ядерный реактор на расплавах солей и способ управления этим реактором» и поданной 31 декабря 2014, и предварительной заявке на патент US 62/234889, озаглавленной «Быстрый ядерный реактор на расплавах хлоридов и топливо» и поданной 30 сентября 2015, обе из которых специально включены в этот документ во всей их полноте.

Для настоящей заявки также испрашивается приоритет по предварительной заявке на патент US 62/097235, озаглавленной «Целенаправленно сопряженные разделения» и поданной 29 декабря 2014, которая специально включена в этот документ во всей ее полноте.

Настоящая заявка также является родственной заявке на патент US 14/981512, озаглавленной «Ядерные топлива в виде расплава солей и связанные с ними системы и способы» и поданной 28 декабря 2015, которая специально включена в этот документ во всей ее полноте.

Область техники

Это изобретение в целом относится к ядерным реакторам деления.

Уровень техники

Реакторы на расплавах солей (РРС) определяют класс ядерных реакторов деления, в которых топливо и теплоноситель находятся в виде смеси расплавленных солей, содержащей твердое или растворенное ядерное топливо, такое как уран или другие делящиеся элементы. Одним классом РРС является быстрый ядерный реактор на расплавах хлоридов (БРРХ), в котором используют ядерное топливо в виде расплава солей на основе хлорида, которое имеет высокую растворимость урана/трансурановых элементов, чтобы обеспечить компактную конструкцию системы по сравнению с другими классами РРС. Конструкция и рабочие параметры (например, компактная конструкция, низкие давления, высокие температуры, высокая удельная мощность) БРРХ имеют потенциал для экономичного глобального решения выработки безуглеродной энергии.

Краткое описание изобретение

Описанная технология обеспечивает реактор на расплавах солей, содержащий активную зону ядерного реактора, выполненную для вмещения реакции ядерного деления, на топливе в виде расплава солей. Система управления топливом в виде расплава солей, соединенная с активной зоной ядерного реактора, выполнена для удаления определенного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора для поддержания параметра, показывающего реактивность реактора на расплавах солей, в выбранном интервале номинальной реактивности.

В одном из воплощений реактор на расплавах солей, содержащий активную зону ядерного реактора, выполнен для поддерживания реакции ядерного деления на топливе в виде расплава солей. Система управления топливом в виде расплава солей содержит систему замены топлива в виде расплава солей, которая соединена по текучей среде с активной зоной ядерного реактора и выполнена для замены выбранного объема топлива в виде расплава солей на выбранный объем загружаемого материала, содержащего смесь выбранного воспроизводящего материала и соли-носителя. В другом воплощении система управления топливом в виде расплава солей содержит систему управления объемным вытеснением, содержащую один или более тел объемного вытеснения, погружаемых в активную зону ядерного реактора. Каждое тело объемного вытеснения выполнен для того, чтобы объемно вытеснять выбранный объем топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора при погружении в активную зону ядерного реактора. В одном из воплощений тело объемного вытеснения удаляет выбранный объем топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора, например, посредством системы перелива.

Это краткое описание предоставлено для того, чтобы в упрощенной форме предложить выбор идей реализации, которые дополнительно описываются ниже в подробном описании. Это краткое описание не предназначено ни для определения ключевых признаков или основных признаков заявленного объекта изобретения, ни для использования его для ограничения области защиты заявленного объекта изобретения.

В данном документе также описываются и излагаются другие воплощения.

Краткое описание чертежей

На Фиг. 1 схематически показан пример топливного цикла быстрого ядерного реактора на расплавах хлоридов (БРРХ) с первичным реактором БРРХ и дочерним реактором БРРХ.

На Фиг. 2 показан пример регулирования реактивности БРРХ, вызванного периодическим удалением расплавленного топлива в виде расплава солей и заменой воспроизводящим расплавленным топливным сырьем, называемого заменой топлива в виде расплава солей.

На Фиг. 3 показан пример системы БРРХ, оборудованной узлом замены топлива в виде расплавов солей.

На Фиг. 4 показан график смоделированных значений keff активной зоны реактора и полная процентная доля выгорания топлива на тяжелых металлах (ТМ) с течением времени для реактора на расплавах солей, регулируемого путем периодической замены реакторного топлива в виде расплава солей воспроизводящим солевым топливом.

На Фиг. 5 показан график keff в зависимости от времени для модельного реактора на расплавах солей с сырьем из обедненного урана, поставляемого со скоростью, которая соответствует скорости выгорания в реакторе.

На Фиг. 6 показан график, изображающий keff в зависимости от времени для реактора на расплавах солей без добавления сырьевого материала и без удаления лантанидов.

На Фиг. 7 показан альтернативный пример системы БРРХ, оборудованной узлом замены топлива в виде расплавов солей.

На Фиг. 8 показан пример тройной фазовой диаграммы для UCl3-UCl4-NaCl (в мольн. %).

На Фиг. 9 показаны примерные стадии способа замены топлива в виде расплава солей.

На Фиг. 10 показан реактор на расплавах солей, оборудованный узлом вытесняющего элемента.

На Фиг. 11 показан реактор на расплавах солей, оборудованный узлом вытесняющего элемента и системой перелива топлива в виде расплава солей с вытесняющим элементом, не погруженным в топливо в виде расплава солей.

На Фиг. 12 показан реактор на расплавах солей, оборудованный узлом вытесняющего элемента и системой перелива топлива в виде расплава солей с вытесняющим элементом, погруженным в топливо в виде расплава солей.

На Фиг. 13 показаны различные примерные стадии цикла вытеснения топлива.

На Фиг. 14 показаны две примерные стадии цикла вытеснения топлива.

На Фиг. 15 показаны примерные технологические операции способа вытеснения топлива в виде расплава солей.

Подробное описание изобретения

В системе быстрого реактора на расплавах солей применяют топливо в виде расплава солей в реакторе ядерного деления на быстрых нейтронах. Один тип реактора на расплавах солей содержит фтористую соль в качестве соли-носителя для ядерного топлива. Другим типом реактора на расплавах солей является быстрый реактор на расплавах хлоридов (БРРХ) с солью хлора в качестве соли-носителя для ядерного топлива. Хотя следующее ниже описание написано применительно к реактору на расплавах хлоридов, необходимо понимать, что описание, компоненты и способы, описанные в данном документе, можно применять к любому реактору с топливом в виде расплава солей.

В системе БРРХ спектр быстрых нейтронов, обеспеченный с помощью хлористых солей, обеспечивает хорошую характеристику воспроизводства и выгорания ядерного топлива с использованием ураново-плутониевого топливного цикла. Спектр быстрых нейтронов также сглаживает отравление продуктов деления с обеспечением исключительной характеристики без регенерации ядерного топлива в режиме реального времени и сопутствующими опасностями распространения делящихся материалов. В течение функционирования системы БРРХ, система регулирования топлива в виде расплава солей обеспечивает поддержание реактивности топлива и/или состава топлива в требуемых эксплуатационных границах. В одном из воплощений система регулирования топлива в виде расплава солей содержит систему замены топлива в виде солей, которая удаляет топливо в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора, так чтобы поддерживать характеризующий реактивность параметр в выбранном интервале номинальной реактивности. В дополнительном или альтернативном воплощении система регулирования топлива в виде расплава солей содержит узел управления объемным вытеснением для удаления топлива в виде расплава солей из ядерного реактора для регулирования реакции деления в системе БРРХ (например, для поддержания характеризующего реактивность параметра в выбранном интервале номинальной реактивности). Узел управления объемным вытеснением может содержать или быть образован из не поглощающих нейтроны материалов, поглощающих нейтроны материалов и/или замедлителей нейтронов.

На Фиг. 1 схематически показан пример топливного цикла 100 быстрого ядерного реактора на расплавах хлоридов (БРРХ) с первичным реактором 102 БРРХ и дочерним реактором 104 БРРХ. Особым классом быстрого ядерного реактора, называемого быстрым реактором «воспроизводства и выгорания», является ядерный реактор, способный вырабатывать больше делящегося ядерного топлива, чем он потребляет. Например, баланс нейтронов является достаточным высоким для воспроизводства большего количества делящегося ядерного топлива (например, плутония-239) из воспроизводящего топлива ядерного реактора (например, урана-238), чем количество топлива, которое выгорает. «Выгоранием» называют «выгорание топлива» или «использование топлива» и оно представляет меру того, насколько много энергии извлекают из ядерного топлива. Более высокое выгорание топлива обычно уменьшает количество ядерных отходов, остающихся после окончания реакции ядерного деления.

Пример топливного цикла 100 БРРХ разработан для использования расплавленной соли в качестве носителя для ядерного топлива в реакторе(ах). В одном примере эта соль-носитель может включать одно или более из перечисленного: соль натрия, хлористая соль, фтористая соль или любая другая расплавленная текучая среда, подходящая для того, чтобы нести ядерное топливо через активную зону реактора. В одном примере расплавленная соль хлора включает тройную хлористую соль, хотя другие хлористые соли можно применять альтернативно или дополнительно к тройной хлористой соли, включая без ограничения двойные, тройные и четверные хлористые соли урана и различных делящихся веществ. Посредством моделирования и испытаний были исследованы различные составы с упором на высокие концентрации актинидов и получающийся в результате этого компактный размер реактора. Например, воспроизведенный плутоний может существовать в виде PuCl3 в топливном цикле 100 БРРХ и регулирование восстановления - окисления можно поддерживать путем настройки отношения степеней окисления хлористой соли, используемой в качестве воспроизводящего сырьевого материала.

В примере топливного цикла 100 БРРХ обеспечивают открытый цикл воспроизводства и выгорания топлива (например, показывающий равновесное, квазиравновесное и/или неравновесное поведение воспроизводства и выгорания), в котором применяют ураново-плутониевый топливный цикл, что приводит к значительно более низким объемам отходов по сравнению с обычным открытым топливным циклом. В различных воплощениях описанной технологии обеспечивают для топлива в виде расплава солей, содержащего тетрахлорид урана (UCl4), уровень содержания выше 5 мольн. %, что способствует установлению высокого содержания тяжелых металлов в топливе в виде расплава солей (например, выше 61 масс. %). Воплощения с тетрахлоридом урана можно выполнять при помощи смеси UCl4 и трихлорида урана (UCl3) и/или дополнительного хлорида металла (например, NaCl), так чтобы достигались требуемые уровни содержания тяжелых металлов и температур плавления (например, 330°С - 800°С).

В одном из воплощений первичный реактор 102 БРРХ содержит корпус реактора для удерживания топлива в виде расплава солей в виде активной зоны реактора, один или более теплообменников, системы управления и т.п. В одном из воплощений корпус реактора может иметь круглое поперечное сечение при срезе вдоль вертикальной оси Z (то есть, давая круглое поперечное сечение в плоскости ХУ), хотя рассматривают и другие формы поперечного сечения, включающие без ограничения эллипсоидальные поперечные сечения и многоугольные поперечные сечения. Первичный реактор 102 БРРХ запускают с помощью загрузки в корпус реактора обогащенной порции начального расплавленного топлива 106, например, с использованием урана-235 в качестве пускового топлива, например, в форме UCl4 и/или UCl3 наряду с солью-носителем (например, NaCl). В одном из примеров смесь начального расплавленного топлива 106 содержит обогащенный до уровня 12,5 масс. % уран, хотя можно применять другие составы. Начальное расплавленное топливо 106 циркулирует через активную зону реактора в корпусе первичного реактора 102 БРРХ. В одном из воплощений первичного реактора 102 БРРХ топливо в виде расплава солей течет в направлении вверх по мере его нагрева путем реакции деления во внутренней центральной активной зоне реактора и вниз вокруг внутренней периферии корпуса реактора по мере его охлаждения. Необходимо понимать, что также можно применять другие дополнительные или альтернативные потоки расплавленного топлива (например, контур 313 первичного охлаждения Фиг. 3), которые разработаны для использования обычных потоков нагретой текучей среды и силы тяжести и/или вспомогательной текучей среды, текущей через клапаны, насосы и т.п. Компоненты, составляющие расплавленное топливо, хорошо смешиваются путем быстрой циркуляции потока топлива (например один полный контур циркуляции за секунду). В одном из воплощений один или более теплообменников расположены на внешней периферии корпуса реактора для извлечения тепла из потока расплавленного топлива, также охлаждая нисходящий поток, хотя теплообменники могут дополнительно или альтернативно быть расположены вне корпуса реактора.

После начального запуска первичный реактор 102 БРРХ достигает критичности в ядерном делении и начальное ядерное топливо (например, обогащенный уран) превращает сырье для воспроизводства ядерного топлива в ядерное топливо (нарабатывает его). В случае начального ядерного топлива, содержащего обогащенный уран, этот делящийся обогащенный уран может наработать обедненный и/или природный уран до другого ядерного топлива, например, плутония. Этот цикл воспроизводства и выгорания может воспроизводить достаточное количество делящегося ядерного топлива плутония-239 (например, в форме PuCl3) не только для действия в течение десятилетий, но также для поставки топлива для дочернего реактора 104 БРРХ и других дочерних и внучатых реакторов. Хотя другие дочерние и/или внучатые реакторы не показаны, нужно понимать, что множество реакторов можно запитать использованным топливом, удаленным из первичного реактора 102, в один или более дочерних реакторов, которые затем могут поставлять начальный материал в один или более внучатых реакторов, и т.д., и т.д. В одном из воплощений первичный реактор 102 БРРХ функционирует при 1000 МВт, что соответствует специализированной конструкции с циркуляцией природного топлива, хотя другие рабочие выходы являются достигаемыми при различных рабочих условиях, включающих усиленную циркуляцию топлива для достижения более высоких уровней тепловой мощности. Другие виды сырья для воспроизводства ядерного топлива могут включать, без ограничения, использованное ядерное топливо или торий.

Как предлагалось ранее, в течение обычных действий первичный реактор 102 БРРХ воспроизводит топливо с достаточной эффективностью для поддержания постепенно возрастающей реактивности. Первичный реактор 102 БРРХ можно поддерживать в условиях критичности (например, около критичности) путем удаления топлива 108 в виде расплава солей (которое может содержать ядерное топливо, сырье для воспроизводства ядерного топлива, соль-носитель и/или продукты деления) из первичного реактора 102 БРРХ и замены удаленного топлива 108 в виде расплава солей воспроизводящим солевым топливом с низкой скоростью. Таким образом можно контролировать реактивность путем периодического удаления объема полностью смешанного топлива в виде расплава солей, которое циркулирует в корпусе реактора, представленного в виде удаленного расплавленного топлива 108, и периодической замены удаленного расплавленного топлива 108 хлористой солью обедненного урана, представленной в виде расплавленного сырья 110 для воспроизводства ядерного топлива. Другие виды сырья для воспроизводства ядерного топлива могут без ограничения включать природный уран, использованное ядерное топливо или торий.

В одном из воплощений удаленное расплавленное топливо 108 можно приготовить для захоронения в виде отходов или его можно сохранять до тех пор, пока достаточное количество материала не будет получено для запуска новой установки БРРХ (например, дочернего реактора 104 БРРХ). В некоторых случаях удаленное расплавленное топливо 108 можно использовать для запуска или инициирования дочерней установки БРРХ без регенерации удаленного расплавленного топлива 108. В последнем случае можно почти все актиниды переместить в следующую установку БРРХ для дополнительного выгорания, таким образом избегая опасностей распространения делящихся материалов, связанного с ядерными отходами. Более того, топливо в виде расплавов солей показывает большой отрицательный температурный коэффициент, очень низкую избыточную реактивность и пассивный отвод остаточных тепловыделений, что формирует стабилизацию реакции деления.

Первичный реактор 102 БРРХ производит компоненты отходов, показанные как отходы 112. В одном из воплощений отходы 112 не содержат актинидов. Вместо этого, отходы 112 содержат газообразные и, возможно, летучие хлористые продукты 114 деления и твердые продукты 116 деления, такие как благородные металлы. Отходы 112 можно улавливать посредством механического фильтрования и/или барботирования легких газов или любой другой подходящей технологии для фильтрации отходов 112 от топлива в виде расплавов солей, при этом первичный реактор 102 БРРХ функционирует или удаленное расплавленное топливо 108 можно отделить, обработать и повторно ввести в реактор. При механическом фильтровании улавливают твердые продукты 116 деления и другие частицы, которые менее растворимы в топливе в виде расплавов солей. Аналогично, улавливают инертные газообразные продукты деления и оставляют распадаться в сборных баках. Фильтры, содержащие нерастворимые и долгоживущие твердые продукты 116 деления, образуют часть потока отходов. В одном из воплощений отходы 112 также уменьшают или устраняют проблемы критичности, так как отходы 112 не содержат делящихся изотопов, отделенных от солевого топлива.

Компоненты отходов 112 могут содержать один или более искусственных изотопов ядерного деления или любой из их продуктов распада, продукты химической реакции солевого топлива с другими продуктами деления, продукты коррозии и т.п. Элементные компоненты отходов 112 (также обычно называемые в данном документе продуктами деления) основаны на элементных компонентах солевого топлива, солей-носителя, компонентов и покрытий и т п. Для расплавленной хлористой соли продукты деления могут включать один или более из инертных газов и других газов, включающих йод, цезий, стронций, галогены, тритий, благородные и полублагородные металлы в форме аэрозолей и т.п. Отходы в виде твердых продуктов деления могут включать благородные металлы, полублагородные металлы, щелочные элементы, щелочноземельные элементы, редкоземельные элементы и т.п. и их молекулярные сочетания.

На Фиг. 2 показан пример регулирования реактивности БРРХ, вызванного периодическим удалением расплавленного топлива в виде расплава солей и заменой воспроизводящим расплавленным топливным сырьем, называемого заменой топлива в виде расплава солей. Системы замены топлива в виде расплава солей представляют тип системы регулирования топлива в виде расплава солей. На Х-оси 200 представлено время в эффективных годах работы энергоблока на полной мощности и на оси Y представлена реактивность в показателях смоделированного эффективного коэффициента 202 размножения нейтронов. Данный параметр, эффективный коэффициент размножения нейтронов, представляет коэффициент размножения нейтронов, который показывает полное количество актов деления в течение последовательных циклов цепной реакции деления. Каждое падение эффективного коэффициента размножения нейтронов, такое как падения 204, 206 и 208, представляет акт замены топлива в виде расплава солей. Путем замены наработанного или делящегося топлива в виде расплава солей в реакторе на расплавленное сырье для воспроизводства ядерного топлива БРРХ можно поддерживать в пределах порогового уровня номинальной реактивности. В некоторых случаях номинальная реактивность приводит к режиму эксплуатации со средним близким к нулю избытком реактивности с верхним порогом, определяющим максимальную реактивность, при которой в топливном цикле запускается замена расплавленного топлива, и нижним порогом, определяющим минимальную достижимую реактивность после замены расплавленного топлива. Номинальное значение, верхний пороговый и/или нижний пороговые уровни реактивности могут оставаться такими же или изменяться с течением срока службы БРРХ на основе конструкционных, эксплуатационных параметров и/или параметров безопасности. Эти параметры, которые характеризуют реактивность, могут без ограничения включать тепловую энергию, которую требуется выработать с помощью реактора, уровни безопасности, конструкционные и связанные со сроком службы ограничения на применимость компонентов, требования к обслуживанию и т.п. Нужно понимать, что можно применять другие технологии регулирования реактивности в сочетании с заменой топлива в виде расплава солей, без ограничения включающие использование узла объемного вытеснения, узлов регулирования поглощения нейтронов и т.п. Более того, в других реакторах на расплавах солей можно применять похожую конструктивную характеристику замены расплавленного топлива.

Как показано на Фиг. 2, периодическую замену топлива в виде расплава солей расплавленным сырьем для воспроизводства ядерного топлива можно использовать для ограничения реактивности и поддержания непрерывного режима воспроизводства и выгорания внутри реактора. Хронологически, начально обогащенная загрузка топлива в виде расплава солей и расплавленного воспроизводящего солевого топлива может нарабатывать ядерное топливо, увеличивая таким образом реактивность внутри реактора. После того, как в реакторе наработано ядерное топливо, периодическое удаление делящегося материала действует для периодического (с однородными или неоднородными периодами в течение времени) уменьшения или регулирования реактивности реактора, возвращая реактивность топлива в виде расплава солей назад к приемлемому и заранее выбранному пороговому уровню, который может быть критическим режимом 210 (например почти критическим режимом) при каждом действии по замене топлива в виде расплава солей для приближения к эксплуатационному режиму со средним близким к нулю избытком реактивности. Это действие по замене можно повторять со временем, что приводит к «пилообразной» кривой реактивности, такой как та, которая показана на графике регулирования реактивности БРРХ Фиг. 2. В некоторых воплощениях периодические действия по замене могут позволить реактору функционировать неопределенно долго без добавления дополнительного обогащенного топливного материала. Хотя замену топлива в виде расплава солей описывают как периодическую, необходимо понимать, что такую замену можно выполнять порционным, непрерывным, полунепрерывным (например, капельным) образом и т.п. Нужно понимать, что увеличение частоты (которое можно связать с меньшими объемами удаляемого наработанного топлива) может ужесточить регулирование или пороги около номинальной реактивности, на которые регулируют БРРХ.

На Фиг. 3 показан пример системы 300 БРРХ, оборудованной узлом 301 замены топлива в виде расплавов солей. В одном воплощении система 300 БРРХ включает активную зону 302 реактора. Активная зона 302 реактора (которую также можно назвать «корпусом реактора») содержит вход 304 топлива в виде расплава солей и выход 306 топлива в виде расплава солей. Вход 304 топлива в виде расплава солей и выход 306 топлива в виде расплава солей расположены так, что в течение функционирования поток топлива 308 в виде расплава солей может образовывать или включать конические секции, действующие как суживающиеся и расширяющиеся сопла, соответственно. В этой связи, топливо 308 в виде расплава солей текуче транспортируют через объем активной зоны 302 реактора из входа 304 топлива в виде расплава солей в выход 306 топлива в виде расплава солей.

Активная зона 302 реактора может принимать любую форму, подходящую для установления критичности в топливе 308 в виде расплава солей внутри активной зоны 302 реактора. Как показано на Фиг. 3, активная зона 302 реактора может иметь форму удлиненной активной зоны и может иметь круглое поперечное сечение при разрезе вдоль вертикальной оси или оси Z (то есть, круговое поперечное сечение в плоскости XY), хотя предусматривают и другие формы поперечного сечения, включающие без ограничения эллипсоидальные поперечные сечения и многоугольные поперечные сечения.

Размеры активной зоны 302 реактора выбирают так, что в топливе 308 в виде расплава солей достигают критичности при протекании через активную зону 302 реактора. Критичность относится к состоянию функционирования, при котором ядерное топливо поддерживает цепную реакцию деления, то есть скорость производства нейтронов в топливе является по меньшей мере равной скорости, с которой потребляются (или теряются) нейтроны. Например, в случае удлиненной активной зоны длину и площадь поперечного сечения удлиненной активной зоны можно выбрать так, чтобы установить критичность внутри активной зоны 302 реактора. Отметим, что конкретные размеры, необходимые для установления критичности, зависят по меньшей мере от типа делящегося материала, воспроизводящего материала и/или соли-носителя, содержащихся в примерной системе 300 БРРХ.

В качестве части начального функционирования реактора, в примерную систему 300 БРРХ загружают начально обогащенное топливо в виде расплава солей. При начале функционирования реактора начинается реакция деления с топливным циклом воспроизводства и выгорания. Реактивность реакции деления примерной системы 300 БРРХ со временем возрастает (см. Фиг. 2). Когда реактивность не удовлетворяет приемлемому режиму реактивности (например, эффективный коэффициент размножения нейтронов достигает или превышает пороговое значение, например, верхний порог 1,005, как показано в примере, показанном на Фиг. 2), также называемому «режимом замены» или «режимом регулирования», выбранный объем топлива 308 в виде расплава солей удаляют из активной зоны 302 реактора и выбранный объем и состав расплавленного сырья 310 для воспроизводства ядерного топлива (например, соль, в которую загружен воспроизводящий материал, такой как обедненный и/или природный уран, использованное ядерное топливо или торий) загружают в активную зону 302 реактора вместо удаленного топлива 308 в виде расплава солей. Удаленное топливо 308 в виде расплава солей может без ограничения содержать одно или более из следующего: лантаниды, другие продукты деления, делящийся материал, воспроизводящий материал и/или соль-носитель. Отметим, что неспецифическое удаление лантанидов уменьшает суммарное количество продуктов деления в активной зоне 302 реактора и связанное с ним отравление, а также удаляет часть делящихся материалов из активной зоны 302 реактора.

На Фиг. 3 узел 301 замены топлива в виде расплава солей функционально соединен с активной зоной 302 реактора (или другой частью примерной системы 300 БРРХ) и выполнен для периодической замены выбранного объема топлива 308 в виде расплава солей выбранным объемом и составом сырьевого материала 310. В этой связи, узел 301 замены топлива в виде расплава солей может регулировать реактивность и/или состав топлива 308 в виде расплава солей в примерной системе 300 БРРХ. Состав топлива 308 в виде расплава солей влияет на степени окисления топлива 308 в виде расплава солей. Отметим, что в одном воплощении топливо 308 в виде расплава солей, удаленное из активной зоны 302 реактора (показано как удаленное расплавленное топливо 312), содержит по меньшей мере делящийся материал, при этом сырьевой материал 310 содержит по меньшей мере воспроизводящий материал. В другом воплощении удаленное расплавленное топливо 312 содержит один или более продуктов деления. Например, удаленное расплавленное топливо 312 может без ограничения содержать один или более лантанидов, образованных посредством деления в топливе 308 в виде расплава солей. В еще одном воплощении удаленное расплавленное топливо 312 может без ограничения содержать смесь делящегося материала (например, UCl4), одного или более продуктов деления (например, один или более лантанидов) и/или соль-носитель (например, NaCl)). Хотя замену топлива в виде расплава солей описывают как периодическую, необходимо понимать, что такую замену можно выполнять порционным, непрерывным, полунепрерывным (например, капельным) образом и т.п.

По мере того, как топливо 308 в виде расплава солей нарабатывается, превращая воспроизводящийся материал в делящийся материал, узел 301 замены топлива в виде расплава солей удаляет часть топлива 308 в виде расплава солей в виде удаленного расплавленного топлива 312, которое содержит объем делящегося материала, и заменяет удаленное расплавленное топливо 312 сырьевым материалом 310, который содержит по меньшей мере воспроизводящий материал. В другом воплощении удаленное расплавленное топливо 312 содержит один или более продуктов деления. Соответственно, узел 301 замены топлива в виде расплава солей может действовать как регулирующее реактивность устройство в примерной системе 300 БРРХ и может служить для возвращения реактивности топлива 308 в виде расплава солей к критическому режиму (например, почти критическому режиму). Таким образом, в одном воплощении узел 301 замены топлива в виде расплава солей примерной системы 300 БРРХ может обеспечить неопределенно долгое функционирование примерной системы 300 БРРХ без добавления дополнительного обогащения.

Топливо в виде расплава солей сырьевого материала 310 может без ограничения содержать одно или более воспроизводящих солевых топлив, таких как соль, содержащая обедненный уран и/или природный уран и/или торий и/или использованное ядерное топливо. Например, в случае топлива на основе хлорида, одно или более воспроизводящих солевых топлив могут содержать хлористую соль, содержащую обедненный уран и/или природный уран и/или торий и/или использованное ядерное топливо. В некоторых случаях сырьевой материал 310 может содержать ядерное топливо, такое как обогащенный уран, которое можно подать в примерную систему 300 БРРХ в количестве или в молярном объеме, меньшим чем начальный объем (например, 12,5%). Это включение ядерного топлива в подаваемое топливо можно использовать в течение всего срока службы примерной системы 300 БРРХ или, альтернативно, можно иногда использовать для разгона или обогащения топлива в виде расплава солей в примерной системе 300 БРРХ, чтобы усилить позже удаляемое топливо в будущих заменах топлива в виде расплава солей для помещения в дочерние реакторы. Более того, топливо в виде расплава солей сырьевого материала 310 может без ограничений содержать одно или более делящихся и/или воспроизводящих солевых топлив, смешанных с солью-носителем, например, NaCl, хотя можно применять и другие соли-носители.

Активная зона 302 реактора может быть образована из любого материала, подходящего для использования в реакторах на расплавах солей. Например, объемная часть активной зоны 302 реактора может быть образована из одного или более сплавов молибдена, одного или более сплавов циркония (например, циркалоя/Zircaloy), одного или более сплавов ниобия, одного или более сплавов никеля (например, хастелоя/Hastelloy N), керамики, жаропрочной стали и/или других подходящих материалов. Внутренняя поверхность активной зоны 302 реактора может быть покрыта, обшита или облицована одним или более дополнительными материалами, чтобы обеспечить стойкость к коррозии и/или радиационному повреждению. В одном примере активная зона 302 реактора может быть сконструирована полностью или в основном из стойкого к коррозии и/или облучению материала.

В одном из воплощений активная зона 302 реактора содержит систему 311 теплоносителя первого контура, которая может содержать одну или более петель 313 теплоносителя первого контура, образованных из системы труб 315. Система 311 теплоносителя первого контура может содержать любую систему теплоносителя первого контура, подходящую для практической реализации в контексте топлива в виде расплава солей. В показанном воплощении в системе 311 теплоносителя первого контура циркулирует топливо 308 в виде расплава солей через одну или более труб 315 и/или узлов перемещения текучей среды одной или более петель 313 теплоносителя первого контура, чтобы перенести тепло, выработанное активной зоной 302 реактора, посредством одного или более теплообменников 354 в расположенные ниже по потоку устройства и систему выработки электрической энергии, работающие от тепловой энергии, или другие аккумуляторы тепла и/или применения. Необходимо понимать, что воплощение примерной системы 300 БРРХ может включать множество параллельных петель теплоносителя первого контура (например, 2-5 параллельных петель), каждая из которых несет выбранный объем суммарного количества топлива в виде расплава солей через систему 311 теплоносителя первого контура.

В воплощении, показанном на Фиг. 3, топливо 308 в виде расплава солей используют в качестве теплоносителя первого контура. Охлаждения достигают путем вытекания топлива 308 в виде расплава солей, нагретого постоянной цепной реакцией, из активной зоны 302 реактора и протеканием охлаждающего топлива 308 в виде расплава солей в активную зону 302 реактора со скоростью, поддерживающей температуру активной зоны 302 реактора в ее рабочем интервале. В этом воплощении система 311 теплоносителя первого контура выполнена для поддержания топлива 308 в виде расплава солей в подкритическом режиме вне активной зоны 302 реактора.

Также отметим, что, хотя это не показано на Фиг. 3, примерная система 300 БРРХ может включать любое количество дополнительных или промежуточных систем нагрева/охлаждения и/или контуров перемещения тепла. Такие дополнительные системы нагрева/охлаждения можно обеспечить для различных целей, помимо поддержания активной зоны 302 реактора в пределах ее рабочего температурного интервала. Например, для активной зоны 302 реактора и системы 311 теплоносителя первого контура можно обеспечить третичную систему нагрева, чтобы обеспечить нагрев холодного реактора, содержащего отвердевшее солевое топливо, до рабочей температуры, при которой соль расплавляется и становится текучей.

Другие вспомогательные компоненты также можно использовать в петле 313 теплоносителя первого контура. Такие вспомогательные компоненты могут включать один или более фильтров или осадительных камер для удаления частиц, которые осаждаются из теплоносителя первого контура в течение функционирования. Для удаления нежелательных жидкостей из теплоносителя первого контура вспомогательные компоненты могут включать любую подходящую систему жидко-жидкостной экстракции, такую как одну или более стадий смешивания/осаждения в параллельном потоке или противотоке, технологию ионного обмена или систему абсорбции газа. Для удаления газа вспомогательные компоненты могут включать любую подходящую технологию газо-жидкостной экстракции, такую как камера мгновенного испарения, систему перегонки или десорбер для газов. дополнительные воплощения вспомогательных компонентов описываются более подробно ниже.

Отметим, что использование различных солей металлов, таких как соли хлоридов металлов, в примерной системе 300 БРРХ может со временем вызывать коррозию и/или радиационное разрушение. Можно принять множество мер, чтобы смягчить воздействие коррозии и/или радиационного разрушения на целостность различных приходящих в контакт с солью компонентов (например, активной зоны 302 реактора, системы труб 315 теплоносителя первого контура, теплообменника 354 и т.п.) примерной системы 300 БРРХ, которые приходят в прямой или непрямой контакт с солевым топливом или его радиацией.

В одном из воплощений скорость потока топлива через один или более компонентов примерной системы 300 БРРХ ограничивают до выбранной скорости солевого топлива. Например, один или более насосов 350 могут продвигать топливо 308 в виде расплава солей через петлю 313 теплоносителя первого контура примерной системы 300 БРРХ с выбранной скоростью солевого топлива. Отметим, что в некоторых случаях скорость потока ниже определенного уровня может оказывать неблагоприятное воздействие на рабочую характеристику реактора, включая процесс воспроизводства и управление реактором. В качестве неограничивающего примера, полное суммарное количество солевого топлива в петле 313 первого контура (и других частях системы 311 теплоносителя первого контура) может превышать требуемые уровни в случае более низких пределов скорости, так как площадь поперечного сечения соответствующей системы труб петли 313 первого контура увеличивает масштаб по мере того, как скорость течения понижается, чтобы поддержать надлежащий объемный поток через петлю 313 первого контура. Как таковые, очень низкие пределы скорости (например, 1 м/с) приводят к большим объемам солевого топлива вне активной зоны и могут негативно воздействовать на процесс воспроизводства примерной системы 300 БРРХ и управление реактором. К тому же, скорость потока выше определенного уровня может неблагоприятно воздействовать на рабочую характеристику реактора и продолжительность срока службы из-за эрозии и/или коррозии внутренних поверхностей петли 313 первого контура и/или активной зоны 302 реактора. Как таковые, подходящие рабочие скорости солевого топлива могут обеспечить баланс между пределами скоростей, требуемыми для минимизации эрозии/коррозии, и пределами скоростей, требуемыми для управления суммарным количеством солевого топлива вне активной зоны. Например, в случае расплавленного хлоридного солевого топлива скорость солевого топлива можно регулировать, например, от 2 до 20 м/с, а не ограничивать 7 м/с.

В примере воплощения, показанном на Фиг. 3, узел 301 замены топлива в виде расплава солей («система замены топлива в виде расплава солей») содержит устройство 316 перемещения использованного топлива и устройство 314 подачи сырьевого топлива. В одном из воплощений устройство 316 подачи использованного топлива содержит резервуар 318 для получения и хранения использованного топлива 312 (например, выгоревшего топлива) из одной или более частей системы 300 БРРХ. Как отмечалось ранее, использованное топливо 312, перемещенное и сохраненное в резервуаре 318, представляет часть смеси 308 топлива в виде расплава солей, ранее использованного в реакции деления в системе 300 БРРХ, и может содержать начальный делящийся материал, наработанный делящийся материал, воспроизводящий материал и/или продукты деления, такие как лантаниды.

В другом воплощении устройство 316 подачи использованного топлива содержит один или более элементов перемещения текучей среды для перемещения топлива 308 в виде расплава солей из одной или более частей системы 300 БРРХ в резервуар 318. Устройство 316 перемещения использованного топлива может содержать любой элемент или устройство перемещения текучей среды, подходящий для перемещения расплавленной соли. В качестве неограничивающего примера, устройство 316 перемещения использованного топлива может содержать одну или более труб 320, один или более клапанов 322, один или более насосов (не показаны) и т.п. В другом воплощении, устройство 316 подачи использованного топлива может перемещать топливо 308 в виде расплава солей из любой части системы 300 БРРХ, связанной по текучей среде с активной зоной 302 реактора. В качестве неограничивающего примера, устройство 316 подачи использованного топлива может перемещать топливо 308 в виде расплава солей из любой части первого контура, такой как, не ограничиваясь перечисленным, активная зона 302 реактора, система 311 теплоносителя первого контура (например, петля 313 теплоносителя первого контура) и т.п., в резервуар 318.

В одном из воплощений устройство 314 подачи сырьевого топлива содержит источник 317 сырьевого материала для хранения сырьевого материала 310 (например, смеси воспроизводящего материала и соли-носителя). В одном из воплощений сырьевой материал 310 может включать смесь выбранного воспроизводящего материала (например, обедненного урана, природного урана, использованного ядерного топлива, тория и т.п.) и соли-носителя (например, NaCl), смешанной так, что расплавленный сырьевой материал имеет концентрацию воспроизводящего материала, сравнимую с топливом 308 в виде расплава солей, остающимся в первом контуре системы 300 БРРХ. В другом воплощении воспроизводящий материал может включать воспроизводящую соль, такую как хлорид урана, хлорид тория и т.п. В этой связи, отдельные компоненты сырьевого материала можно выбрать так, чтобы по меньшей мере приблизительно поддерживать или настраивать стехиометрию и/или химию (например, химический состав и/или реактивность), присущую топливу 308 в виде расплава солей, содержащемуся в системе 300 БРРХ.

В одном из воплощений узел 301 замены топлива в виде расплава солей способен перемещать использованное топливо 312 из одной или более частей системы 300 БРРХ, при этом параллельно или последовательно перемещая сырьевой материал (который, например, может включать смесь выбранного воспроизводящего материала и соли-носителя) в одну или более частей системы 300 БРРХ. В другом воплощении перемещения можно выполнять синхронно или асинхронно.

В другом воплощении устройство 314 подачи сырьевого топлива содержит один или более элементов перемещения текучей среды для перемещения сырьевого материала 310 из источника 317 сырьевого материала в одну или более частей системы 300 БРРХ. Устройство 314 подачи сырьевого топлива может содержать любой элемент или устройство перемещения текучей среды. В качестве неограничивающего примера, устройство 314 перемещения сырьевого топлива может содержать одну или более труб 324, один или более клапанов 326, один или более насосов (не показаны) и т.п. В другом воплощении устройство 314 подачи сырьевого топлива может перемещать сырьевой материал 310 из источника 317 сырьевого материала в любую часть системы 300 БРРХ, соединенную по текучей среде с активной зоной 302 реактора. В качестве неограничивающего примера, устройство 314 подачи сырьевого топлива может перемещать сырьевой материал 310 из источника 317 сырьевого материала в любую часть первого контура, такую как, не ограничиваясь перечисленным, активная зона 302 реактора, система 311 теплоносителя первого контура (например, петля 313 теплоносителя первого контура) и т.п.

В одном из воплощений сырьевой материал 310 непрерывно перемещают с помощью устройства 314 подачи сырьевого топлива в активную зону 302 реактора. В качестве неограничивающего примера, сырьевой материал 310 непрерывно перемещают с выбранным расходом с помощью устройства 314 подачи сырьевого топлива в активную зону 302 реактора. Необходимо понимать, что способ удаления топлива в виде расплава солей может быть непрерывным, полунепрерывным или порционным и может быть таким же или отличным от способа или настройки по времени замены топлива.

В другом воплощении сырьевой материал 310 перемещают порционно (то есть, дискретными объемными единицами) с помощью устройства 314 подачи сырьевого топлива в активную зону 302 реактора. Например, сырьевой материал 310 перемещают в активную зону 302 реактора с выбранной частотой (или при нерегулярных временных интервалах), с выбранным размером перемещаемого объема и с выбранным составом для каждой перемещаемой порции. Выбранные частота, размер перемещаемого объема и состав могут изменяться со временем.

В другом воплощении сырьевой материал 310 перемещают с помощью устройства 314 подачи сырьевого топлива в активную зону 302 реактора полунепрерывным образом. В качестве неограничивающего примера, сырьевой материал 310 перемещают в активную зону 302 реактора посредством капельной поставки. Такая полунепрерывная подача материала (и одновременно удаление использованного топлива из активной зоны 302 реактора) может обеспечить ограничение колебаний реактивности меньше чем на 100 тысячных долей процента (изменение keff менее 0,001).

В другом воплощении устройство 314 подачи сырьевого топлива может содержать множество источников сырьевого материала и связанных с ними элементов перемещения текучей среды (например, клапанов и труб), чтобы обеспечить замену множества вариантов сырьевых материалов, так чтобы поддерживать степень окисления активной зоны 302 реактора. Например, отдельные источники сырьевых материалов, каждый содержащий один из UCl3, UCl4 или NaCl, можно использовать для селективной настройки химического состава топлива 308 в виде расплава солей. См. Фиг. 8 для объяснения тройной фазовой диаграммы для UCl3-UCl4-NaCl (в мольн. %), где степени окисления и стехиометрию топлива 308 в виде расплава солей можно регулировать путем добавления выбранных объемов UCl3, UCl4 или NaCl.

В одном из воплощений резервуар 318 содержит один или более резервуаров для хранения, подходящих для получения и хранения топлива в виде расплава солей из активной зоны 302 реактора. Резервуар 318 можно подобрать по размеру и/или сконструировать для ограничения реактивности используемого солевого топлива 312 для уменьшения или ограничения реактивности ниже критичности. Резервуар 318 может содержать один или более поглотителей нейтронов, замедлителей, устройств для переноса тепла и т.п., чтобы гарантировать, что любые непрерывные реакции ядерного деления в используемом солевом топливе 312 не превысят некоторого нормативного порога согласно конструкции и/или безопасности. В другом воплощении резервуар 318 может содержать второе поколение («дочернее») быстрого реактора на расплавах солей.

Необходимо понимать, что удаление использованного топлива и подачу сырьевого материала координируют для поддержания реактивности и/или состава топлива 308 в виде расплава солей в активной зоне 302 реактора. Соответственно, в одном воплощении узел 301 замены топлива в виде расплава солей содержит регулятор 328 замены. В одном воплощении регулятор 328 замены может регулировать один или более активных элементов регулирования текучей среды, чтобы регулировать поток сырьевого материала 310 из источника 317 сырьевого материала и поток использованного солевого топлива 312 из активной зоны 302 реактора в резервуар 318. В одном из воплощений клапаны 322 и 326 являются активными клапанами, контролируемыми посредством электронного сигнала от регулятора 328 замены. В качестве неограничивающего примера, клапаны 322 и 326 могут включать, не ограничиваясь перечисленным, регулируемые электроникой двухходовые клапаны. В этой связи, регулятор 328 замены может передавать управляющий сигнал на один из клапанов или на оба клапана 322 и 326 (или другие активные устройства регулирования потока) для регулирования потока сырьевого материала 310 из источника 317 сырьевого материала и потока использованного солевого топлива 312 из активной зоны 302 реактора в резервуар 318. Отмечается, что настоящее воплощение не ограничено регулируемыми электроникой клапанами, как показано на Фиг. 3, которая представлена лишь в целях иллюстрации. Понятно, что существует множество устройств и конфигураций регулирования потока, применимых для перемещения расплавленной соли, которые можно реализовать на практике для регулирования потока сырьевого материала 310 из источника 317 сырьевого материала и потока использованного солевого топлива 312 из активной зоны 302 реактора в резервуар 318.

В одном из воплощений узел 301 замены топлива в виде расплава солей содержит один или более датчиков 330 параметра реактивности, как отмечалось выше. Как ранее отмечалось, один или более датчиков 330 параметра реактивности могут включать один или более датчиков для измерения или контролирования одного или более параметров, характеризующих реактивность или изменение реактивности солевого топлива 308 активной зоны 302 реактора. Датчик 330 параметра реактивности может содержать, не ограничиваясь перечисленным, один или более датчиков, способных регистрировать и/или контролировать одно или более из: интегрального потока нейтронов, потока нейтронов, вызванных нейтронами делений, продуктов деления, актов радиоактивного распада, температуры, давления, мощности, изотопной концентрации, выгорания и/или спектра нейтронов. В качестве неограничивающего примера, как отмечалось выше, один или более датчиков 330 параметра реактивности могут содержать, не ограничиваясь перечисленным, датчик деления (например, карманный детектор деления), регистратор нейтронного потока (например, камера деления или ионная камера), датчик интегрального потока нейтронов (например, интегрирующий алмазный датчик), датчик продуктов деления (например, газовый детектор, детектор β излучения или детектор γ излучения) или детектор продуктов деления, выполненный для измерения отношения типов изотопов в газообразных продуктах деления. В качестве другого неограничивающего примера, как отмечалось выше, один или более датчиков 330 параметра реактивности может содержать, не ограничиваясь перечисленным, датчик температуры, датчик давления или датчик мощности (например, ядерно-физический прибор диапазона мощностей).

В другом воплощении реактивность определяют с помощью одного или более измеренных параметров реактивности (обсужденных выше). В одном воплощении реактивность активной зоны 302 реактора определяют с помощью регулятора 328, используя справочную таблицу. В другом воплощении реактивность активной зоны 302 реактора определяют с помощью регулятора 328, используя одну или более моделей. В другом воплощении параметр реактивности может определить оператор и ввести непосредственно в регулятор 328 через пульт оператора. В данном документе отмечают, что, хотя датчик 330 параметра реактивности показан как расположенный в солевом топливе 308 в активной зоне 302 реактора системы 300 БРРХ, эта конфигурация не является ограничением настоящего воплощения, как отмечали ранее в данном документе. В одном воплощении определенный параметр реактивности (либо измеренный, либо смоделированный) или параметр, характеризующий реактивность, сравнивают с заранее определенным пороговым значением реактивности. Если определенный параметр реактивности или параметр, характеризующий реактивность, удовлетворяет режиму регулирования (например, превышает высокий порог или падает ниже низкого порога), система регулирования (например, система замены топлива в виде расплава солей, система объемного вытеснения и/или другие системы регулирования) могут включится для настройки реактивности активной зоны 302 реактора обратно к номинальному диапазону реактивности.

В другом воплощении один или более датчиков 330 параметра реактивности соединены с возможностью связи с регулятором 328 замены. Один или более датчиков 330 параметра реактивности соединены с возможностью связи с регулятором 328 замены. Например, один или более датчиков 330 параметра реактивности могут быть соединены с возможностью связи с регулятором 328 замены посредством кабельного соединения (например, электрический или оптоволоконный кабель) или беспроводного соединения (например, передачи в радио или оптическом диапазоне).

В одном из воплощений регулятор 328 замены содержит один или более процессоров и запоминающее устройство. В одном воплощении запоминающее устройство поддерживает один или более наборов программных команд, выполненных для выполнения одной или более функциональных стадий узла 301 замены топлива в виде расплава солей.

В одном из воплощений одна или более программных команд регулятора 328 замены под воздействием определенного параметра реактивности, превышающего верхний порог реактивности, может заставить регулятор 328 замены направить узел 301 замены топлива в виде расплава на замену выбранного и определенного объема топлива 308 в виде расплава солей системы 300 БРРХ выбранным и определенным объемом и составом сырьевого материала 310, чтобы регулировать реактивность и/или состав топлива 308 в виде расплава солей в активной зоне 302 реактора.

В другом воплощении одна или более программных команд выполнены для согласования определенной реактивности топлива 308 в виде расплава солей активной зоны 302 реактора с выбранным объемом и составом замещения для того, чтобы компенсировать измеренный избыток реактивности активной зоны 302 реактора, а также другие аспекты состава топлива в виде расплава солей. В качестве неограничивающего примера, датчик 330 параметра реактивности может получать параметр реактивности, связанный с топливом 308 в виде расплава солей в активной зоне 302 реактора (или в другой части системы 300 БРРХ). В условиях, когда параметр реактивности указывает на реактивность больше выбранного верхнего порога, регулятор 328 замены может определять объем и состав замены для того, чтобы компенсировать повышенную реактивность и направить узел 301 замены топлива в виде расплава солей на удаление определенного объема топлива 308 в виде расплава солей из активной зоны 302 реактора (например, удаляемого с помощью устройства 316 перемещения использованного топлива) и замену удаленного солевого топлива по существу равным объемом сырьевого материала 310 (например, заменяемого с помощью устройства 314 подачи сырьевого топлива).

Количество использованного топлива 312, подлежащего удалению из активной зоны 302 реактора, можно определить на основе определенной реактивности (измеренной или смоделированной) активной зоны 302 реактора, определенного количества делящегося и/или воспроизводящего топлива (измеренного или смоделированного), отходов (включая продукты деления и другие возможные поглотители нейтронов) в топливе 308 в виде расплава солей и т.п. Определенную реактивность активной зоны, превышающую верхний порог, можно сравнить с нижним порогом для определения количества изменения реактивности, требуемого для поддержания реактивности активной зоны в границах выбранной номинальной реактивности. Это количество требуемого изменения реактивности можно затем использовать с существующем топливом для определения количества использованного топлива 312, подлежащего удалению для поддержания реактивности активной зоны в границах верхнего и нижнего порогов реактивности. Например, можно определить реактивную способность определенного объема удаленного использованного топлива 312 (на основе выгорания делящегося топлива, имеющегося в наличие делящегося топлива, остающегося воспроизводящего топлива и других компонентов, например, продуктов деления и солей-носителей) с составом существующего топлива и сравнить, достаточная ли она для уменьшения реактивности активной зоны реактора до низшего порога. На основе определенной реактивности активной зоны после удаления можно определить реактивную способность, объем и компоненты сырьевого топлива для поддержания реактивности для непрерывного воспроизводства топлива, требований к объему топлива Для системы и поддержания или настройки стехиометрии всего топлива. Эти определения могут быть основаны на численных моделях реактивности и реакций, справочных таблицах на основе эмпирических и/или смоделированных данных и т.п. Как отмечалось выше, один или более из (или сочетание) номинального уровня реактивности, верхнего порогового уровня реактивности и/или нижнего порога реактивности могут динамически изменяться в течение срока службы реактора по различным рабочим соображениям и/или соображениям безопасности.

В другом воплощении в условиях, когда частота, объем и состав замены топлива 308 в виде расплава солей сырьевым материалом 310 заранее определены, регулятор 328 замены может выполнять заранее определенный запланированный процесс замены посредством регулирования активных элементов (например, клапанов 322 и 326, насосов и т.п.) узла 301 замены топлива в виде расплава солей на основе времени с момента последнего цикла замены и/или определенной реактивности активной зоны 302 реактора, как обсуждалось в данном документе. В альтернативных воплощениях замену можно выполнять при динамически определенных частотах и/или объемах на основе результатов от датчиков 330 параметра реактивности и других датчиков, технологий контроля и вычислений.

В одном из воплощений выбранный объем и/или состав сырьевого материала, добавляемого в активную зону 302 реактора, имеет заранее определенную «реактивную способность», которую можно настроить вверх или вниз для объема и/или состава, чтобы соответствовать целевому удалению реактивности из выбранного объема использованного топлива, удаляемого из активной зоны 302 реактора.

В другом воплощении регулятор 328 замены может направлять узел 301 замены топлива в виде расплава солей на выполнение непрерывной замены топлива 308 в виде расплава солей сырьевым материалом 310, причем сырьевой материал 310 непрерывно подают в активную зону 302 реактора и использованное топливо 312 непрерывно удаляют из активной зоны 302 реактора с выбранной скоростью (например 0,1-10 литров/сутки). В другом воплощении регулятор 328 замены может направлять узел 301 замены топлива в виде расплава солей на выполнение полунепрерывной замены (например, капельной) топлива 308 в виде расплава солей сырьевым материалом 310. Например, регулятор 328 замены может направлять узел 301 замены топлива в виде расплава солей на выполнение капельной замены топлива 308 в виде расплава солей сырьевым материалом 310, причем сырьевой материал 310 капельно подают в активную зону 302 реактора, и дискретные количества использованного топлива 312 одновременно удаляют из активной зоны 302 реактора. В другом воплощении регулятор 328 замены может направлять узел 301 замены топлива в виде расплава солей на выполнение порционной замены топлива 308 в виде расплава солей сырьевым материалом 310. Например, регулятор 328 замены может направлять узел 301 замены топлива в виде расплава солей на выполнение ряда дискретных, или порционных, замен топлива 308 в виде расплава солей сырьевым материалом 310 с дискретными количествами сырьевого материала 310, подаваемыми в активную зону 302 реактора и дискретными количествами (равными по объему сырьевому материалу) использованного топлива 312, удаляемыми параллельно или последовательно из активной зоны 302 реактора при выбранных временных интервалах. В качестве другого неограничивающего примера, регулятор 328 замены может направлять узел 301 замены топлива в виде расплава солей на выполнение одной дискретной, или порционной, замены топлива 308 в виде расплава солей сырьевым материалом 310 с дискретным количеством сырьевого материала 310, подаваемым в активную зону 302 реактора и равным количеством использованного топлива 312, удаляемым параллельно или последовательно из активной зоны 302 реактора в выбранное время.

В другом воплощении система 300 БРРХ содержит одно или более устройств барботирования газа. Одно или более устройств барботирования газа функционально соединены с активной зоной 302 реактора и выполнены для непрерывного удаления одного или более отработавших газов (таких как газообразные продукты деления, подобные инертным газам) из топлива 308 в виде расплава солей активной зоны 302 реактора. В качестве неограничивающего примера, одно или более устройств барботирования газа включают устройство барботирования газообразного гелия и/или водорода. Отметим, что инертные газы включают Не, Ne, Ar, Kr и Хе. Также отметим, что газообразные отходы, абсорбированные в топливе 308 в виде расплава солей, могут диффундировать из топлива 308 в виде расплава солей активной зоны 302 реактора, позволяя откачивать их из реактора посредством связанного с ним газового насоса.

В другом воплощении реактор содержит одно или более фильтровальных устройств. Одно или более фильтровальных устройств функционально соединены с активной зоной 302 реактора и выполнены для непрерывного удаления одного или более компонентов отходов, например, твердых продуктов деления, таких как благородные и полублагородные металлы или другие отходы в виде частиц. В качестве неограничивающего примера, одно или более фильтровальных устройств могут включать один или более фильтров, расположенных в потоке второго контура активной зоны 302 реактора, смонтированных для сбора одного или более компонентов твердых отходов, которые осаждаются и/или откладываются (в зависимости от геометрии конструкции) из топлива 308 в виде расплава солей. Отметим, что благородные и полублагородные металлы включают Nb, Mo, Тс, Ru, Ph, Pd, Ag, Sb и Те.

В другом воплощении система 311 теплоносителя первого контура содержит один или более насосов 350. Например, один или более насосов 350 могут быть соединены по текучей среде с системой 311 теплоносителя первого контура, так чтобы один или более насосов 350 приводили в движение топливо 308 в виде расплава солей через контур теплоносителя первого контура/активной зоны реактора. Один или более насосов 350 могут включать любой насос теплоносителя/топлива, применимый для топлива 308 в виде расплава солей. Например, один или более гидравлических насосов 350 могут включать, но не ограничиваются перечисленным, один или более механических насосов, соединенных по текучей среде с петлей 313 теплоносителя первого контура. В качестве другого примера, один или более гидравлических насосов 350 могут включать, но не ограниваются перечисленным, один или более электромагнитных (ЭМ) и/или механических насосов, соединенных по текучей среде с петлей 313 теплоносителя первого контура.

В другом воплощении система 300 БРРХ содержит систему 352 теплоносителя второго контура, термически соединенную с системой 311 теплоносителя первого контура посредством одного или более теплообменников 354. Система 352 теплоносителя второго контура может содержать одну или более петель 356 теплоносителя второго контура, образованных из труб 358. Система 352 теплоносителя второго контура может включать любую компоновку системы теплоносителя второго контура, подходящую для практической реализации в контексте топлива в виде расплава солей. Система 352 теплоносителя второго контура может циркулировать теплоноситель второго контура через одну или более труб 358 и/или узлов перемещения текучей среды одной или более петель 356 теплоносителя второго контура для переноса тепла, выработанного активной зоной 302 реактора и полученного посредством теплообменника 354 первого контура, в расположенные ниже по потоку приводимые в движение тепловой энергией устройства и системы для выработки электричества. В целях простоты на Фиг. 3 показана одна петля 360 теплоносителя второго контура. Однако, понятно, что система 352 теплоносителя второго контура может содержать множество параллельных петель теплоносителя второго контура (например, 2-5 параллельных петель), каждая несущая выбранную часть теплоносителя второго контура через контур теплоносителя второго контура. Отметим, что теплоноситель второго контура может включать любой теплоноситель второго контура, подходящий для практической реализации в контексте топлива в виде расплава солей. Например, теплоноситель второго контура может включать, не ограничиваясь перечисленным, жидкий натрий. Также отметим, что, хотя это и не показано на Фиг. 3, система 300 БРРХ может содержать любое количество дополнительных или промежуточных систем теплоносителя и/или контуров переноса тепла.

В данном документе отмечается, что использование различных солей металлов, таких как соли хлоридов металлов, в системе 300 БРРХ может со временем вызывать коррозию и/или радиационное разрушение. Можно принять множество мер, чтобы смягчить воздействие коррозии и/или радиационного разрушения на целостность различных приходящих в контакт с солью компонентов (например, активной зоны 302 реактора, системы труб 315 теплоносителя первого контура, теплообменника 354 и т.п.) системы 300 БРРХ. В одном из воплощений, используя благородный металл в качестве облицовки для различных приходящих в контакт с солью компонентов, можно смягчить воздействие коррозии на такие компоненты. В одном из воплощений использование молибденовой облицовки на подверженных воздействию натрия поверхностях может смягчить воздействие коррозии на такие поверхности. В другом воплощении топливо в виде расплавов солей можно поддерживать (например, посредством замены топлива в виде расплава солей) в состоянии химического восстановления - окисления, которое является менее коррозионным. Также можно применять добавки для смягчения коррозионного воздействия топлива в виде расплава солей на такие компоненты.

На Фиг. 4 показан график 400 смоделированных значений keff (кривая 402) активной зоны реактора и полная процентная доля выгорания топлива на тяжелых металлах (ТМ) с течением времени для реактора на расплавах солей, регулируемого путем периодической замены реакторного топлива в виде расплава солей воспроизводящим солевым топливом. Как также отмечалось в связи с Фиг. 2, периодическую замену реакторного топлива в виде расплава солей воспроизводящим солевым топливом можно использовать для ограничения реактивности и поддержания непрерывного режима воспроизводства и выгорания в реакторе на расплавах солей. В другом воплощении узел замены топлива в виде расплава солей может подавать в реактор на расплавах солей соль, в которую загружен воспроизводящий материал (например, обедненный уран), со скоростью, которая соответствует скорости, при которой делящийся материал выгорает в реакторе на расплавах солей, как рассматривается в связи с Фиг. 5. Альтернативно, воспроизводящий материал можно добавлять со скоростью, отличной от той, с которой удаляют делящийся материал и/или за время, отличное от того, за которое удаляют делящийся материал.

На Фиг. 5 показан график 500 keff (кривая 502) в зависимости от времени для модельного реактора на расплавах солей с сырьем из обедненного урана, поставляемого со скоростью, которая соответствует скорости выгорания в реакторе. Отметим, что в этом воплощении узел замены специально не нацелен на удаление лантанидов или специально не требуется удаления лантанидов из реактора на расплавах солей, а скорее их удаляют посредством удаления полного объема топлива в виде расплава солей в реакторе на расплавах солей. Удаленный материал может содержать без ограничения одно или более из следующего: лантаниды, другие продукты деления, делящийся материал, воспроизводящий материал и/или соль-носитель. Как показано на Фиг. 5, реактор на расплавах солей нарабатывает ядерное топливо и достигает пика keff, составляющего приблизительно 1,03, примерно при 10-15 годах. Реактор на расплавах солей после этого испытывает потерю реактивности, так как суммарное количество актинидов, включая делящийся материал, падает, хотя суммарное количество продуктов деления возрастает. Отметим, что такая конфигурация может функционировать в течение более 20 лет и в ней выгорает более 36% топлива на тяжелых металлах, изначально загруженного в реактор и позднее поданного в реактор на расплавах солей в течение срока службы реактора на расплавах солей. Пример диапазонов keff, которые могут применяться, может включать без ограничения 1,0 в качестве нижнего порога и 1,035 в качестве верхнего порога, определяя примерный интервал номинальной реактивности. Другой пример keff может включать без ограничения 1,001 в качестве нижнего порога и 1,005 в качестве верхнего порога, определяя другой примерный интервал номинальной реактивности. Еще один пример интервала номинальной реактивности может проходить от немного более 1,0 до примерно 1,01. Можно применять и другие номинальные интервалы и пороги. Более того, можно применять другие системы регулирования, включая без ограничения управляющие стержни или управляющие барабаны, замедлители и т.п.

На Фиг. 6 показан график 600, изображающий keff в зависимости от времени для реактора на расплавах солей без добавления сырьевого материала и без удаления лантанидов. Кривая 602 изображает keff для случая, когда отработанные продукты деления, такие как инертные газы и благородные/полублагородные металлы, удаляют из активной зоны 302 реактора. При таком сценарии вычисления показывают, что можно достичь выгорания 30% со сроком службы приблизительно 9 лет. Кривая 604 показывает keff в зависимости от времени для случаев, когда ничего не удаляют из активной зоны 302 реактора. При таком сценарии вычисления показывают, что можно достичь выгорания 10% со сроком службы приблизительно 3 года.

На Фиг. 7 показан альтернативный пример системы 700 БРРХ, оборудованной узлом 701 замены топлива в виде расплавов солей. Система теплоносителя первого контура выполнена так, что теплоноситель 740 первого контура содержит топливо в виде расплава солей, которое циркулирует в корпусе 742 реактора активной зоны 702 реактора (например, основном корпусе активной зоны). В этой связи, топливо в виде расплава солей не вытекает из активной зоны 702 реактора в виде части контура теплоносителя первого контура, а скорее топливо в виде расплава солей протекает как теплоноситель первого контура через активную зону 702 реактора. Отметим, что в этом воплощении система 700 БРРХ может содержать один или более теплообменников 746 в контуре теплоносителя первого контура для активной зоны 702 реактора, так что топливо в виде расплава солей протекает как теплоноситель 740 первого контура через один или более теплообменников 746, через активную зону 702 реактора, не вытекает из активной зоны 702 реактора и течет обратно через один или более теплообменников 746 в виде части контура теплоносителя первого контура. Как таковое, тепло из активной зоны 702 реактора переносят из топлива в виде расплава солей посредством одного или более теплообменников 745 в систему теплоносителя второго контура (не показана).

На Фиг. 7 узел 701 замены топлива в виде расплавов солей функционально соединен с активной зоной 702 реактора (или другой частью примерной системы 700 БРРХ) и выполнен для периодической замены выбранного объема топлива 708 в виде расплава солей выбранным объемом и составом сырьевого материала 710. В этой связи, узел 701 замены топлива в виде расплавов солей может регулировать реактивность и/или состав топлива 708 в виде расплава солей в примерной системе 700 БРРХ. В одном воплощении отмечается, что топливо 708 в виде расплава солей, удаленное из активной зоны 702 реактора (показано как расплавленное топливо 712, удаленное в резервуар 718), содержит по меньшей мере делящийся материал, при этом сырьевой материал 710 содержит по меньшей мере воспроизводящий материал. В другом воплощении удаленное расплавленное топливо 712 содержит отходы, которые могут содержать один или более продуктов деления. Например, удаленное расплавленное топливо 712 может без ограничения содержать один или более лантанидов, образованных посредством деления в топливе 708 в виде расплава солей. В еще одном воплощении удаленное расплавленное топливо 712 может без ограничения содержать смесь делящегося материала (например, UCl4), одного или более продуктов деления (например, одного или более лантанидов) и/или соли-носителя (например, NaCl)). Хотя замену топлива в виде расплава солей описывают как периодическую, необходимо понимать, что такую замену можно выполнять порционным, непрерывным, полунепрерывным (например, капельным) образом и она может быть периодической, спорадической или изменяться по срокам от одной замены топлива до следующей.

В примере воплощения, показанном на Фиг. 7, узел 701 замены топлива в виде расплава солей («система замены топлива в виде расплава солей») содержит устройство 716 перемещения использованного топлива и устройство 714 подачи сырьевого топлива. Узел 701 замены топлива в виде расплава солей может содержать такие же или похожие элементы и функционировать таким же или похожим образом, как узел 301 замены топлива в виде расплава солей Фиг. 3, хотя также можно применять альтернативные структуры и операции. Как показано на Фиг. 7, регулятор 728 замены может регулировать один или более активных элементов регулирования текучей среды, для того чтобы регулировать поток сырьевого материала 710 из источника 717 сырьевого материала и поток использованного солевого топлива 712 из активной зоны 702 в резервуар 718.

По мере того, как топливо 708 в виде расплава солей нарабатывается в активной зоне 702 реактора, превращая воспроизводящийся материал в делящийся материал, узел 701 замены топлива в виде расплава солей удаляет часть топлива 708 в виде расплава солей в виде удаленного расплавленного топлива 712 в источник 717 сырьевого материала и заменяет удаленное расплавленное топливо 712 сырьевым материалом 710, который содержит по меньшей мере воспроизводящий материал. В другом воплощении удаленное расплавленное топливо 712 содержит один или более продуктов деления. Соответственно, узел 701 замены топлива в виде расплава солей, удаляя не только ядерное топливо, а также лантаниды и другие поглотители нейтронов, может действовать как устройство, регулирующее реактивность и удлиняющее срок службы топлива 708 в виде расплава солей в примерной системе 700 БРРХ. Преимущество регулирования замены топлива может служить для возвращения реактивности топлива 708 в виде расплава солей к критическому режиму (например, почти критическому режиму), а также может увеличивать производительность реактора путем удаления поглотителей и/или замедлителей нейтронов. Таким образом, в одном воплощении узел 701 замены топлива в виде расплава солей примерной системы 700 БРРХ может обеспечить неопределенно долгое функционирование примерной системы 700 БРРХ без добавления дополнительного обогащения. Необходимо понимать, что замена топлива в виде расплава солей может происходить в течение функционирования ядерного реактора и/или в течение периодов отключения для технического обслуживания.

Топливо в виде расплава солей сырьевого материала 710 может без ограничения содержать одно или более воспроизводящих солевых топлив, таких как соль, содержащая обедненный уран и/или природный уран и/или торий и/или использованное ядерное топливо. Например, в случае топлива на основе хлорида, одно или более воспроизводящих солевых топлив могут содержать хлористую соль, содержащую обедненный уран и/или природный уран и/или торий и/или использованное ядерное топливо. Более того, топливо в виде расплава солей сырьевого материала 710 может без ограничений содержать одно или более воспроизводящих солевых топлив, смешанных с солью-носителем, например, NaCl, хотя можно применять и другие соли-носители.

На Фиг. 8 показан пример тройной фазовой диаграммы 800 для UCl3-UCl4-NaCl (в мольн. %). В одном воплощении в системе БРРХ, в смоделированном состоянии, используют солевую смесь, составленную из различных компонентов хлорида натрия и хлорида урана. Один пример таких составов может содержать один или более компонентов NaCl, UCl3 и/или UCl4, как показано на тройной фазовой диаграмме 800 Фиг. 8. Заштрихованная область 802 показывает участок, огибаемый линией температуры плавления 500°С. Было рассмотрено множество составов солевого топлива и была показана возможность общего режима воспроизводства и выгорания. Выбор конечного состава зависит от множества факторов, включая степень окисления/коррозию, растворимость, вязкость и размер реактора.

Моделируя, исследовали различные конкретные соли в тройной диаграмме 800 с температурами плавления, подходящими для использования в воплощениях БРРХ, включающих, без ограничения, 82UCl4-18UCl3, 17UCl3-71UCl4-12NaCl и 50UCl4-50NaCl. Результаты моделирования показывают, что такие воплощения солевых топлив поддерживают режим воспроизводства и выгорания и их можно использовать в описанных в данном документе воплощениях реактора.

Как упоминалось, на тройной фазовой диаграмме 800 показана ожидаемая температура плавления для любой смеси UCl3-UCl4-NaCl. Особый интерес представляют смеси, имеющие температуру плавления менее примерно 500°С, которые показаны в заштрихованной области 802 тройной фазовой диаграммы 800. Эвтектическая точка 804 имеет температуру плавления 338°С и состав 17UCl3-40,5UCl4-42,5NaCl (то есть, 17 мольн. % UCl3, 40,5 мольн. % UCl4 и 42,5 мольн. % NaCl). Заштрихованная область 802 показывает участок, огибаемый линией температуры плавления 500°С. Движение в крайнюю правую часть этой заштрихованной области 802 обеспечивает примерное воплощение 806, 17UCl3-71UCl4-12NaCl, однако, необходимо понимать, что много возможных составов существует внутри огибаемой линией температуры плавления заштрихованной области 802 в виде различных смесей солевого топлива, имеющих температуру плавления ниже 500°С. Более того, если предел температуры плавления немного повышают до 508°С, состав 34UCl3-66NaCl обеспечивает случай, который не содержит UCl4. Аналогично, тройная диаграмма 800 обеспечивает интервал конкретных воплощений солевого топлива UCl3-UCl4-NaCl, определяемый для любого данного предела температуры плавления между примерно 800°С и 338°С. Например, можно легко определить тройные соли с температурами плавления между 300-550°С, 338-500°С и 338-450°С. Примерные способы обнаружения изменений состава могут без ограничения включать:

1) измерение химического восстановления - окисления

2) масс-спектрометрию тлеющего разряда образца в режиме реального времени

3) изменения реактивности активной зоны

4) анализ образца в автономном режиме, включая МСТР (масс-спектрометрию тлеющего разряда)

5) гамма-спектроскопию.

Конкретные составы смеси могут включать любой состав, содержащий два или более из UCl4, UCl3 или NaCl, так чтобы получающиеся уровень содержания урана и температура плавления достигали требуемых уровней. В качестве неограничивающего примера, конкретный состав можно выбрать так, что соответствующая температура плавления попадает между 330 и 800°С. В качестве другого неограничивающего примера, конкретный состав можно выбрать так, что уровень общего содержания урана составляет 61 масс. % или выше. Помимо выбора уровня общего содержания урана состав топлива также можно определить так, чтобы он соответствовал выбранному количеству делящегося урана (в отличие от воспроизводящего). Например, конкретный состав топлива в виде расплава солей можно выбрать так, что содержание U-235 в топливе в виде расплава солей составляет менее 20%.

В следующем обсуждении определяют конкретные представляющие интерес воплощения, однако, следующее обсуждение не ограничивает заявленную область защиты изобретения только описываемыми ниже воплощениями, но скорее рассматривают любые воплощения, поддающиеся определению из Фиг. 8, а также любые воплощения, содержащие отличные от NaCl хлориды металлов. Примеры дополнительных неделящихся хлоридов металлов включают NaCl, MgCl2, CaCl2, BaCl2, KCl, SrCl2, VCl3, CrCl3, TiCl4, ZrCl4, ThCl4, AcCl3, NpCl4, PuCl3, AmCl3, LaCl3, CeCl3, PrCl3 и/или NdCl3.

Жидкие топлива обладают присущим им преимуществом по сравнению с твердыми топливами, состоящем в том, что тепло «сжигают» в топливе-теплоносителе. Твердое топливо может (1) проводить тепло до внешней поверхности топливного элемента, (2) проводить тепло через облицовку (включая зазор или через связующий материал), (3) переносить путем конвекции тепло с поверхности облицовки в теплоноситель первого контура и (4) переносить тепло из активной зоны. Для сравнения, жидкое топливо обеспечивает приемлемый перенос тепла на стадии (4) и перемещение солевого топлива/теплоносителя первого контура из активной зоны и в теплообменник первого контура. Дополнительно, рассматриваемые жидкие соли обладают объемными теплоемкостями, которые примерно вдвое больше теплоемкости жидкого натрия при тех же температурах.

Другим ключевым преимуществом, обеспечиваемым топливом в виде расплава солей, является сильно отрицательный температурный коэффициент - горячая соль менее реактивна по сравнению с холодной солью. В результате, переходные состояния, которые приводят к перегреву (например, ослабление отвода тепла), ограничивают более жестким образом путем расширения солевого топлива. Например, в быстром реакторе на расплавах хлоридов (БРРХ) по мере того, как выбранный состав хлористой соли нагревают от 600 до 800°С, его плотность падает более чем на 12%, обеспечивая отрицательную обратную связь по реактивности, которая приблизительно в 50 раз сильнее, чем та, которая обеспечена эффектом Доплера.

Солевые топлива с похожими отношениями количества монохлоридов, трихлоридов и тетрахлоридов ведут себя одинаковым образом. Степень окисления в реакционной активной зоне быстрого реактора на расплавах хлоридов, например, можно определить как отношение молекул, сгруппированных по количеству присоединенных молекул хлора. Степень окисления реакционной активной зоны можно регулировать путем замены выбранного количества солевого топлива в реакционной активной зоне аналогичным количеством образованной соли или сырьевого материала, где состав сырьевого материала разработан для доведения степени окисления активной зоны реактора до целевой степени окисления. В одном из воплощений сырьевой материал содержит смесь выбранного воспроизводящего материала и соли-носителя.

В одном из воплощений солевое топливо в реакционной активной зоне изначально находится в состонии окисления, и в основном составлено монохлоридами, трихлоридами и тетрахлоридами. Этот начальный состав солевого топлива (до удаления выбранного объема солевого топлива и добавления сырьевого материала) представляют вектором (f) начального солевого топлива, где подстрочный показатель х представляет количество ионов хлорида, присутствующих в каждой молекуле солевого топлива. Молекулы с 2, 5 и 6 атомами хлора могут существовать в реакционной активной зоне в очень небольшом количестве, так что ими можно пренебречь - в объемных свойствах топлива в виде расплава солей преобладают монохлориды, трихлориды и тетрахлориды (см. уравнение (1), которое показывает упрощенный вектор солевого топлива, в котором в топливе в виде расплава солей преобладают монохлориды (f1), трихлориды (f3) и тетрахлориды (f4)). В связи с этим, если целевая солевая смесь представляет собой PbCl2-UCl3-UCl4 (или PuCl2-UCl3-UCl4), можно регулировать дихлориды, трихлориды и тетрахлориды. Отметим, что вектор солевого топлива можно обобщить до других хлористых солей и фтористых солей. Соответственно, аналогичный подход к регулированию можно применять к фтористым солям, где построчный показатель х представляет количество ионов фторида в каждой молекуле солевого топлива.

Как таковой, вектор (f) начального солевого топлива можно представить с помощью упрощенного вектора солевого топлива, приведенного в уравнении (1).

Удаление выбранного объема (r) начального солевого топлива в течение периода времени (либо в виде большой порции, ряда или последовательности меньших порций, либо в виде непрерывного или частично непрерывного потока), нормализованное на количество начального солевого топлива, присутствующего в реакторе в начале этого периода времени (например, примерно 1% в год для конкретной системы БРРХ), дает настроенный вектор (f'), который показан в уравнении (2), представляющий солевое топливо, остающееся в реакторе после удаления выбранного объема начального солевого топлива.

Целевой состав солевого топлива в реакторе, представленный вектором (t) целевого солевого топлива, можно выбрать для достижения конкретной степени окисления и/или стехиометрии из состава настроенного солевого топлива (состава (f') солевого топлива, настроенного путем добавления выбранного объема и состава сырьевого материала, который представлен вектором (m) сырьевого солевого топлива). Это соотношение представлено уравнениями (3) и (4), где (r) ~C*(f).

В альтернативном обозначении это соотношение представлено уравнениями (5) и (6).

Из данных уравнений (3)-(6) можно определить объем и состав сырьевого материала, подлежащего добавлению в реактор для достижения целевых степени окисления и/или стехиометрии (например, (m)). Для каждого типа молекулы вектор (mx) образованного солевого топлива можно представить уравнением (7), где построчный показатель х представляет число ионов фторида в каждой молекуле солевого топлива и С представляет нормализованное количество, удаленное в данный период времени.

Реакторы ядерного деления функционируют при нулевом или приблизительно нулевом избытке реактивности, чтобы работать с постоянной мощностью. Помимо регулирования степени окисления топлива в виде расплава солей в реакторе, реактивность описываемых воплощений реактора на расплавах солей можно настроить по месту путем замены солевого топлива сырьевым материалом.

В реакторе-сжигателе на расплавах солей делящийся материал сжигают так, чтобы реактивность стремилась к уменьшению со временем. Как таковой, сырьевой материал разрабатывают так, чтобы он содержал значительное количество солевого топлива с высокой реактивностью, богатого делящимся материалом, таким как обогащенный уран или регенерированные трансурановые элементы. В реакторе-размножителе на расплавах солей делящийся материал получают быстрее, чем он расходуется путем реакции деления, так что реактивность стремится к возрастанию со временем. Как таковой, сырьевой материал разрабатывают так, чтобы он содержал солевое топливо с низкой реактивностью, которое обогащают воспроизводящимся материалом, таким как природный уран, обедненный уран, использованное ядерное топливо или торий. Скорость, с которой сырьевой материал вводят в активную зону реактора, выбирают для поддержания реактивности в определенных конструкционных ограничениях, например, номинальной реактивности (например, keff равен 1 или немного более 1, верхнему порогу реактивности и/или нижнему порогу реактивности).

На Фиг. 9 показана схема 900 способа замены топлива в виде расплава солей. Стадия 902 обеспечения режима работы снабжает быстрый реактор на расплавах хлоридов (который является примерным реактором на расплавах солей) системой замены топлива в виде расплава солей. Стадия 904 контроля режима работы контролирует стадию замены топлива в виде расплава солей. Например, один или более датчиков параметров реактивности могут контролировать реактивность в быстром реакторе на расплавах хлоридов и/или датчики химического состава, такие как рамановская спектроскопия, могут контролировать состав топлива в виде расплава солей в быстром реакторе на расплавах хлоридов. В одном из воплощений контролирование можно выполнять в реальном времени, используя рамановскую спектроскопию. Рамановская спектроскопия предоставляет информацию о молекулярных колебаниях, которую можно использовать для идентификации и количественного определения образца. Данная технология включает облучение источником монохроматического света (то есть лазером) образца и регистрацию рассеянного света. Часть топлива можно удалить из активной зоны реактора, например, в побочном потоке, и пропустить через ячейку текущего контроля, которая содержит «окно», посредством которого можно выполнять спектроскопию. Примерами рамановских оконных материалов являются плавленый кварц, плавленый диоксид кремния, сапфир, алмаз и стекла. Любой материал можно использовать до тех пор, пока он может соответствовать эксплуатационным параметрам реактора и контролирующей системы. Ражим замены можно задать для контролируемых реактивности, состава или других эксплуатационных параметров для запуска акта замены топлива в виде расплава солей.

Если режим замены не был удовлетворительным, тогда стадия 906 принятия решения возвращает технологический процесс к стадии 904 контроля режима работы. Если режим замены был удовлетворительным, тогда стадия 906 принятия решения продвигает технологический процесс к стадии 908 удаления, в котором удаляют выбранный объем топлива в виде расплава солей из быстрого реактора на расплавах хлоридов. На стадии 910 замены заменяют удаленный объем топлива в виде расплава солей выбранным объемом и/или составом сырьевого материала в быстром реакторе на расплавах хлоридов. Технологический процесс возвращается к стадии 904 контроля режима работы.

На Фиг. 10 показан реактор 1000 на расплавах солей, оборудованный узлом 1002 элемента объемного вытеснения. Системы объемного вытеснения представляют тип системы регулирования топлива в виде расплава солей. В одном воплощении узел 1002 объемного вытеснения функционально соединен с активной зоной 1004 реактора, содержащей топливо 1006 в виде расплава солей. Узел 1002 объемного вытеснения расположен так, чтобы селективно вытеснять объем топлива 1006 в виде расплава солей. В этой связи, узел 1002 объемного вытеснения может вытеснять объем солевого топлива 1006, чтобы регулировать реактивность в топливе 1006 в виде расплава солей. Узел 1002 элемента объемного вытеснения может регулировать реактивность реактора 1000 на расплавах солей путем регулирования объема топлива 1006 в виде расплава солей и, таким образом, делящегося материала, вытесненного в активную зону 1004 реактора (например, центральную область активной зоны). В качестве неограничивающего примера, в условиях, когда активная зона 1004 реактора обладает избыточной реактивностью, достаточный объем (например, от 0,1 до 10,0 м3) топлива 1006 в виде расплава солей может быть вытеснен с помощью узла 1002 объемного вытеснения, так что реактивность уменьшается до нижнего порога реактивности, например, до критического или подкритического уровней. Необходимо понимать, что в реакторе 1000 на расплавах солей можно использовать множество узлов объемного вытеснения в различных конфигурациях.

В одном из воплощений узел 1002 объемного вытеснения содержит элемент 1010 объемного вытеснения, исполнительное устройство 1012 и регулятор 1014 исполнительного устройства. В одном воплощении элемент 1010 объемного вытеснения образован из не поглощающего нейтроны материала. В этой связи, элемент 1010 объемного вытеснения регулирует реактивность в реакторе 1000 на расплавах солей посредством объемного вытеснения текучей среды топлива 1006 в виде расплава солей (и делящегося материала), а не посредством способа поглощения нейтронов. Отметим, что использование не поглощающего нейтроны материала является особенно преимущественным в реакторе 1000 на расплавах солей, так как при этом избегают больших воздействий на реактивность, которые могут возникать с введением поглощающих нейтроны материалов в активную зону 1004 реактора. Не поглощающий нейтроны элемент объемного вытеснения, который функционирует на основе объемного вытеснения текучей среды расплавленной соли, может обеспечить более тонкое регулирование реактивности, чем поглощающие нейтроны регулирующие элементы.

Однако, необходимо понимать, что элемент 1010 объемного вытеснения (например, вытесняющий стержень) может быть образован из любого не поглощающего нейтроны материала, хотя в таких элементах дополнительно или альтернативно можно применять поглощающие нейтроны и/или замедляющие материалы. Как таковой, элемент 1010 объемного вытеснения может альтернативно содержать прозрачный для нейтронов материал или отражающий нейтроны материал. Например, элемент 1010 объемного вытеснения можно образовать, но не обязательно, чтобы он был образован, из циркония, стали, железа, графита, бериллия, молибдена, свинца, вольфрама, бора, кадмия, одного или более молибденовых сплавов (например, сплава TZM), одного или более вольфрамовых сплавов (например, карбида вольфрама), одного или более сплавов тантала, одного или более сплавов ниобия, одного или более сплавов рения, одного или более никелевых сплавов, карбида кремния и т.п. В таких воплощениях элемент 1010 объемного вытеснения может ограничивать реактивность посредством объемного вытеснения текучей среды топлива и посредством поглощения нейтронов.

В одном из воплощений элемент 1010 объемного вытеснения содержит стержень 1016, как показано на Фиг. 10. Например, элемент 1010 объемного вытеснения содержит твердый стержень или полый стержень. В данном документе отметим, что вытесняющий стержень узла 1010 объемного вытеснения может принимать цилиндрическую форму, форму квадратной или прямоугольной призмы, форму треугольной призмы, форму многоугольной призмы и т.п. В другом воплощении элемент 1010 объемного вытеснения может содержать ряд стержней (не показано). Например, ряд стержней может быть расположен в матричной или радиальной структуре.

В одном из воплощений исполнительное устройство 1012 функционально связано с элементом 1010 объемного вытеснения, так что исполнительное устройство 1012 может селективно перемещать элемент 1010 объемного вытеснения. Исполнительное устройство 1012 может содержать любой исполнительный механизм. Например, исполнительное устройство 1012 может содержать, не ограничиваясь перечисленным, приводной механизм вытесняющего стержня. В одном воплощении исполнительное устройство 1012 выполнено для приведения в движение элемента 1010 объемного вытеснения в двух направлениях. В этой связи, исполнительное устройство 1012 может двигать элемент 1010 объемного вытеснения в активную зону и/или из активной зоны 1004 реактора по требованию. В другом воплощении исполнительное устройство 1012 выполнено для остановки движения элемента 1010 объемного вытеснения в одном или более промежуточных положений между первым положением остановки и вторым положением остановки. В этой связи, исполнительное устройство 1012 может перемещать элемент 1010 объемного вытеснения вдоль выбранного направления (например, осевого направления), так чтобы погружать выбранное количество элемента 1010 объемного вытеснения в топливо 1006 в виде расплава солей активной зоны 1004 реактора. Например, в случае элемента 1010 объемного вытеснения в форме стержня исполнительное устройство 1012 может погружать выбранный объем элемента 1010 объемного вытеснения путем регулирования длины L элемента 1010 объемного вытеснения в форме стержня, погружаемой в топливо 1006 в виде расплава солей.

Отметим, что узел 1002 объемного вытеснения может вытеснять любое количество объема топлива 1006 в виде расплава солей из активной зоны 1004 реактора, требуемое для уменьшения реактивности топлива 1006 в виде расплава солей в активной зоне 1004 реактора. В качестве неограничивающего примера, объем топлива 1006 в виде расплава солей в активной зоне 1004 реактора может составлять от 10 до 100 м3, в зависимости от конкретного состава топлива и контекста режима реактора 1000 на расплавах солей. В этих условиях объем вытеснения фракции, составляющий только кубический метр, может привести к достаточному объемному вытеснению соли для значительного уменьшения реактивности в активной зоне 1004 реактора и, в некоторых случаях, остановке реактора. Например, при минимальном регулировании или режимах без остановки работы объем вытеснения, обеспечиваемый элементом 1010 объемного вытеснения, может включать, но не ограничен перечисленным, объем вытеснения от 0,1 до 10 м3.

В одном воплощении, показанном на Фиг. 10, узел 1010 объемного вытеснения может погружать элемент 1010 объемного вытеснения в центральную область активной зоны 1004 реактора. В этой связи, исполнительное устройство 1012 может перемещать элемент 1010 объемного вытеснения вдоль осевого направления активной зоны 1004 реактора, как показано на Фиг. 10. Отметим, что для данной активной зоны с вращательной симметрией, как та, что показана на Фиг. 10, наибольшую реактивную способность, связанную с элементом 1010 объемного вытеснения, можно реализовать путем расположения элемента 1010 объемного вытеснения в центре поперечного сечения активной зоны 1004 реактора. Отметим, что расположенный в центре элемент 1010 объемного вытеснения не является ограничением для реактора 1000 на расплавах солей настоящего описания и представлен только лишь в целях иллюстрации. Более того, хотя элемент 1010 объемного вытеснения показан на Фиг. 10 в виде одиночного элемента, необходимо понимать, что элемент вытеснения может содержать множество погружаемых элементов, которые могут двигаться в активную зону и из активной зоны совместно или их можно двигать и регулировать по отдельности для управления реактивностью, потоком топлива, локальной температурой и т.п.

В другом воплощении регулятор 1014 исполнительного устройства выполнен для селективного направления исполнительного устройства 1012 для погружения выбранного объема элемента 1010 объемного вытеснения на выбранное расстояние в объем топлива 1006 в виде расплава солей, содержащегося в активной зоне 1004 реактора. Например, регулятор 1014 исполнительного устройства может направлять исполнительное устройство 1012 на перемещение элемента 1010 объемного вытеснения так, что элемент 1010 объемного вытеснения частично или полностью погружается в топливо 1006 в виде расплава солей. Регулятор 1014 исполнительного устройства соединен с возможностью связи с исполнительным устройством 1012. Например, регулятор 1014 исполнительного устройства может быть соединен с возможностью связи с исполнительным устройством 1012 посредством проводного соединения (например, электрического кабеля или оптического волокна) или беспроводного соединения (например, передачи в радио или оптическом диапазоне).

В одном воплощении регулятор 1014 исполнительного устройства содержит пульт оператора, выполненный для получения команд срабатывания объемного вытеснения от оператора. В этой связи, оператор может селективно управлять регулированием состояния срабатывания элемента 1010 объемного вытеснения. В другом воплощении регулятор 1014 исполнительного устройства может автоматически управлять срабатыванием элемента 1010 объемного вытеснения в ответ на один или более измеренных или контролируемых параметров реактора 1000 на расплавах солей, как обсуждается ниже.

В другом воплощении реактор 1000 на расплавах солей содержит датчик 1030 параметра реактивности. Датчик 1030 параметра реактивности включает любые один или более датчиков, способных к измерению или контролированию одного или более параметров, характеризующих реактивность или изменение реактивности топлива 1006 в виде расплава солей реактора 1000 на расплавах солей. Например, датчик 1030 параметра реактивности может включать, не ограничиваясь перечисленным, любые один или более датчиков, способных регистрировать и/или контролировать одно или более из интегрального потока нейтронов, потока нейтронов, вызванных нейтронами делений, продуктов деления, актов радиоактивного распада, температуры, давления, мощности, изотопной концентрации, выгорания и/или спектра нейтронов.

В одном из воплощений датчик 1030 параметра реактивности содержит датчик деления. Например, датчик 1030 параметра реактивности может содержать, не ограничиваясь перечисленным, карманный датчик деления. В другом воплощении датчик 1030 параметра реактивности содержит устройство контроля потока нейтронов. Например, датчик 1030 параметра реактивности может содержать, не ограничиваясь перечисленным, камеру деления или ионную камеру. В другом воплощении датчик 1030 параметра реактивности содержит датчик интегрального потока нейтронов. Например, датчик 1030 параметра реактивности может содержать, не ограничиваясь перечисленным, интегрирующий алмазный датчик. В другом воплощении датчик 1030 параметра реактивности содержит датчик продуктов деления. Например, датчик 1030 параметра реактивности может содержать, не ограничиваясь перечисленным, газовый датчик, датчик β излучения или датчик γ излучения. В другом воплощении датчик 1030 параметра реактивности содержит датчик продуктов деления, выполненный для измерения отношения типов изотопов в газообразных продуктах деления.

В другом воплощении датчик 1030 параметра реактивности содержит датчик температуры. В другом воплощении датчик 1030 параметра реактивности содержит датчик давления. В другом примере датчик 1030 параметра реактивности содержит датчик мощности. Например, датчик 1030 параметра реактивности может содержать, не ограничиваясь перечисленным, ядерно-физический прибор диапазона мощностей.

В другом воплощении реактивность определяют с помощью одного или более измеренных параметров реактивности (обсужденных выше). В одном воплощении реактивность активной зоны 1004 реактора определяют с помощью регулятора 1014 исполнительного устройства с использованием справочной таблицы. Например, измеренные значения температуры, давления, уровня мощности и т.п. можно использовать в сочетании с одной или более справочными таблицами для определения реактивности активной зоны 1004 реактора. В другом воплощении реактивность активной зоны 1004 реактора определяют с помощью регулятора 1014 исполнительного устройства с использованием одной или более моделей. Например, одна или более моделей могут включать, не ограничиваясь перечисленным, пакет программ моделирования нейтронно-физической характеристики реактора, выполняемый одним или более процессорами регулятора 1014 исполнительного устройства. Например, подходящий пакет программ нейтронно-физической характеристики реактора может включать, не ограничиваясь перечисленным, пакеты MCNP, CINDER, REBUS и т.п. В другом воплощении параметр реактивности может определять оператор и ввести непосредственно в регулятор 1014 исполнительного устройства через пульт оператора.

В данном документе отметим, что хотя датчик 1030 параметра реактивности изображен как расположенный в топливе 1006 в виде расплава солей в активной зоне 1004 реактора 1000 на расплавах солей, эта конфигурация не является ограничивающей для настоящего воплощения и представлена только лишь в целях иллюстрации. Скорее один или более датчиков 1030 параметра реактивности могут быть расположены в различных положениях в реакторе 1000 на расплавах солей, не ограничиваясь перечисленным, в положении в активной зоне реактора, в положении, внешнем по отношению к активной зоне 1004 реактора (например, на внешней поверхности активной зоны 1004 реактора), в или вдоль одной или более труб системы теплоносителя первого контура, в теплообменнике или около теплообменника первого контура, в или вдоль одной или более труб системы теплоносителя второго контура и т.п.

В другом воплощении один или более датчиков 1030 параметра реактивности соединены с возможностью связи с регулятором 1014 исполнительного устройства. Один или более датчиков 1030 параметра реактивности соединены с возможностью связи с регулятором 1014 исполнительного устройства. Например, один или более датчиков 1030 параметра реактивности могут быть соединены с возможностью связи с регулятором 1014 исполнительного устройства посредством проводного соединения (например, электрического кабеля или оптического волокна) или беспроводного соединения (например, передачи в радио или оптическом диапазоне).

В одном воплощении регулятор 1014 исполнительного устройства может управлять исполнительным устройством 1012 для настройки положения элемента 1010 объемного вытеснения (и, таким образом, реактивности топлива 1006 в виде расплава солей) на основе измеренного параметра реактивности.

В одном воплощении регулятор 1014 исполнительного устройства содержит один или более процессоров и запоминающее устройство. В одном воплощении запоминающее устройство поддерживает один или более наборов программных команд, выполненных для выполнения одной или более эксплуатационных стадий узла 1010 объемного вытеснения. В одном воплощении одна или более программных команд регулятора 1014 исполнительного устройства может вызвать управление регулятором 1014 исполнительного устройства исполнительным устройством 1012 для движения узла 1010 объемного вытеснения в активную зону 1004 реактора для вытеснения выбранного объема топлива 1006 в виде расплава солей в активной зоне 1004 реактора.

В другом воплощении одна или более программных команд выполнены для согласования определенной реактивности активной зоны 1004 реактора с объемом вытеснения, необходимым для компенсации измеренной реактивности активной зоны 1004 реактора. Например, как обсуждалось выше, датчик 1030 параметра реактивности может получать параметр реактивности, связанный с топливом 1006 в виде расплава солей в активной зоне 1004 реактора. В условиях, когда параметр реактивности указывает на реактивность, большую чем выбранный допустимый уровень, регулятор 1014 исполнительного устройства может определить объем вытеснения для компенсации повышенной реактивности и направления исполнительного устройства 1012 на введение элемента 1010 объемного вытеснения, достаточного для достижения по меньшей мере этого уровня объемного вытеснения соли. В другом воплощении в условиях, когда требуется полная остановка реактора, регулятор 1014 исполнительного устройства может направить исполнительное устройство 1012 на введение всего элемента 1010 объемного вытеснения в активную зону 1004 реактора для достижения максимального объемного вытеснения соли.

На Фиг. 11 показан реактор 1100 на расплавах солей, оборудованный узлом 1102 элемента объемного вытеснения и системой 1130 перелива топлива в виде расплава солей с элементом 1110 объемного вытеснения, не погруженным в топливо в виде расплава солей. В одном воплощении система 1130 перелива топлива в виде расплава солей содержит одну или более каналов 1132 для солевого топлива и один или более резервуаров 1134 перелива. Отметим, что в некоторых случаях объемное вытеснение топлива 1106 в виде расплава солей с помощью элемента 1110 объемного вытеснения может вызывать повышение уровня солевого топлива выше требуемого уровня. В одном воплощении система 1130 перелива топлива в виде расплава солей выполнена для перемещения топлива 1106 в виде расплава солей, которое вытесняют выше максимально допустимого уровня заполнения активной зоны 1104 реактора, как показано на Фиг. 12. В качестве неограничивающего примера, канал 1132 для солевого топлива можно разместить приблизительно на 10 см выше номинального уровня солевого топлива. В этой связи, когда элемент 1110 объемного вытеснения входит в контакт, он может, в некоторых случаях, вызвать подъем уровня топлива в виде расплава солей выше нормального уровня соли. Расплавленную соль, которая достигает канала 1132 для солевого топлива, затем перемещают в резервуар 1134 перелива. Необходимо понимать, что в реакторе 1100 на расплавах солей можно использовать множество узлов объемного вытеснения в различных конфигурациях.

На Фиг. 12 показан реактор 1200 на расплавах солей, оборудованный узлом 1202 элемента объемного вытеснения и системой 1230 перелива топлива в виде расплава солей с элементом 1210 объемного вытеснения, погруженным в топливо в виде расплава солей. Хотя система 1230 перелива топлива в виде расплава солей, изображенная на Фиг. 12, показана в контексте узла 1202 элемента объемного вытеснения и элемента 1210 объемного вытеснения, это не является требованием к системе 1230 перелива топлива в виде расплава солей. В этой связи, систему 1230 перелива топлива в виде расплава солей настоящего описания можно реализовать на практике в контексте, который не содержит узел 1202 объемного вытеснения и элемент 1210 объемного вытеснения. В одном воплощении систему 1230 перелива топлива в виде расплава солей можно реализовать на практике так, чтобы учитывать тепловое расширение топлива 1206 в виде расплава солей. В качестве неограничивающего примера, в случае, когда канал 1232 для солевого топлива помещен на 10 см выше нормального уровня соли, повышение температуры солевого топлива 1206 всего лишь на 50°С может вызвать достижение топливом 1206 в виде расплава солей канала 1232 для солевого топлива. В качестве другого неограничивающего примера, повышение температуры топлива 1206 в виде расплава солей на приблизительно 200°С может вызвать перелив топлива 1206 в виде расплава солей через канал 1232 для солевого топлива и привести к сливу 1-5 м3 солевого топлива в один или более резервуаров 1234 перелива. Перелитое солевое топливо 1236 показано в одном или более резервуарах 1234 перелива.

Понятно, что сочетание очень низкого избытка реактивности и очень сильной обратной тепловой связи топлива 1206 в виде расплава солей может обеспечить близкий к пассивному режим. В этом смысле, использование вытесняющего элемента 1210 может быть ограничено. По мере того, как требование к турбине (не показана) установки ядерного реактора изменяется, температура(ы), связанная с петлей теплоносителя первого контура, слегка изменяется. Это, в свою очередь, изменяет температуру топлива 1206 в виде расплава солей. В результате, топливо 1206 в виде расплава солей получает новую среднюю температуру и, таким образом, плотность, что вызывает повышение или понижение уровня текучей среды топлива 1206 в виде расплава солей.

В качестве неограничивающего примера, в случае, когда потребность в электричестве возрастает, пар из турбины выходит при пониженной температуре. В результате, температуры во всей системе ядерного реактора понижаются, что вызывает понижение температуры и повышение плотности топлива 1206 в виде расплава солей. Это повышение плотности приводит к повышению реактивности. К тому же, уровень текучей среды топлива 1206 в виде расплава солей уменьшается, при этом повышенная реактивность вызывает повышение мощности реактора 1200 на расплавах солей, таким образом удовлетворяя повышенному требованию к турбине. В свою очередь, повышение мощности вызывает повышение температуры топлива 1206 в виде расплава солей и возвращение уровня текучей среды топлива 1206 в виде расплава солей к его первоначальному (или близкому к первоначальному) уровню.

Также понятно, что в случае потери поглощения тепла или при аварийном отключении турбины температуры во всем реакторе 1200 на расплавах солей должны возрастать. В результате повышенных температур в топливе 1206 в виде расплава солей плотность топлива 1206 в виде расплава солей должна уменьшаться, что является причиной того, что топливо 1206 в виде расплавов солей становится менее реактивным. Уменьшение плотности должно вызывать повышение уровня текучей среды и, в некоторых случаях (например, повышение температуры +50°С), уровень текучей среды топлива 1206 в виде расплава солей достигает уровня канала 1232 для солевого топлива. Такое повышение уровня текучей среды может затем вызвать перелив части топлива 1206 в виде расплава солей в один или более резервуаров 1234 перелива, что должно служить для дальнейшего понижения реактивности в активной зоне 1204 реактора. В результате, реактор 1200 на расплавах солей может перейти в подкритическое состояние и оставаться в этом состоянии даже после охлаждения. В другом воплощении система 1230 перелива топлива в виде расплава солей может содержать путь возвращения (например, одну или более труб, один или более насосов и один или более клапанов), по которому солевое топливо, сохраненное в одном или более резервуаров 1234 перелива, можно активно выкачать из одного или более резервуаров 1234 перелива и вернуть в активную зону 1204 реактора для восстановления критического состояния.

В другом воплощении вытесняющий элемент 1210 можно использовать для ускорения указанного выше способа, а также в качестве регулирования или формирования изменений реактивности/плотности/температуры в течение штатного режима работы. Также необходимо понимать, что различные изменения структуры вытесняющего элемента 1210 можно применять для усиления характеристики регулирования и управления влиянием, которое турбулентность топлива в виде расплава солей может оказывать на положение и стабильность вытесняющего элемента 1210 в активной зоне 1204 реактора. Такие изменения структуры могут без ограничения включать различные формы, размеры и количество вытесняющих элементов 1210, защитные меры по динамическому изменению формы вытесняющего элемента 1210, перегородки и/или сопла в вытесняющем элементе 1210 и другие адаптированные к потоку защитные меры для вытесняющего элемента 1210. Необходимо понимать, что в активной зоне 1204 реактора можно использовать множество узлов объемного вытеснения в различных конфигурациях.

На Фиг. 13 показаны различные примерные стадии цикла 1300 вытеснения топлива. На стадии 1302 вытесняющий элемент 1301 содержит полый или твердый вытесняющий стержень 1303, введенный через впускное отверстие 1305 стержня, и вытесняющее тело 1307, имеющее ширину w, которая больше ширины как вытесняющего стержня 1303, так и впускного отверстия 1305 стержня, и высоту h, которая меньше высоты y активной зоны 1311 реактора. В результате, максимальный объем вытеснения можно вертикально выбрать/расположить в активной зоне 1311 реактора путем подъема или опускания вытесняющего тела 1307 до требуемой высоты в топливе 1309 в виде расплава солей в активной зоне 1311 реактора. Пунктирная линия 1320 показывает уровень топлива в виде расплава солей, когда вытесняющий элемент еще не был опущен в топливо 1309 в виде расплава солей.

Необходимо понимать, что вытесняющий стержень 1303 и/или вытесняющее тело 1307 можно образовать из различных материалов или наполнить различными материалами, включая не поглощающие нейтроны материалы и поглощающие нейтроны материалы.

На стадии 1302 вытесняющий элемент частично опущен в топливо в виде расплава солей, что приводит к повышению уровня топлива в виде расплава солей. На последующих стадиях 1304, 1306, 1308, 1310 и 1312 показаны постепенно все более низкие введения вытесняющего тела 1307 в топливо 1309 в виде расплава солей, что приводит к все более высоким уровням топлива 1309 в виде расплава солей, хотя такие повышенные уровни топлива 1309 в виде расплава солей можно уменьшить с помощью системы перелива. На стадии 1312 показано полностью погруженное вытесняющее тело 1307.

Путем вытеснения объема топлива 1309 в виде расплава солей в конкретном положении в активной зоне реактора можно регулировать реактивность в активной зоне 1411 реактора. Даже после того, как вытесняющее тело 1307 полностью погружают в топливо 1309 в виде расплава солей, вертикальное положение в активной зоне 1411 реактора может дополнительно влиять на реактивность (например, чем ниже вытесняющее тело 1307, тем больше отрицательное влияние на реактивность) в показанных воплощениях. См. Фиг. 14 и связанное с ней обсуждение.

Необходимо понимать, что в активной зоне 1411 реактора можно использовать множество узлов объемного вытеснения в различных конфигурациях.

На Фиг. 14 показаны две примерные стадии 1402 и 1404 цикла 1400 вытеснения топлива. На стадии 1402 вытесняющий элемент 1401 содержит полый или твердый вытесняющий стержень 1403 и вытесняющее тело 1407, введенное глубоко в топливо 1409 в виде расплава солей в активной зоне 1411 реактора. На стадии 1404 вытесняющее тело 1407 введено менее глубоко в топливо 1409 в виде расплава солей в активной зоне 1411 реактора. В результате, максимальный объем вытеснения можно вертикально выбрать/расположить в активной зоне 1411 реактора путем подъема или опускания вытесняющего тела 1407 на требуемую высоту в топливе 1409 в виде расплава солей в активной зоне 1411 реактора. Необходимо понимать, что вытесняющий стержень 1403 и/или вытесняющее тело 1407 можно образовать из различных материалов или заполнить различными материалами, включая не поглощающие нейтроны материалы и поглощающие нейтроны материалы. Соответственно, в одном воплощении регулирование реактивности можно охарактеризовать как более отрицательное на стадии 1402, чем на стадии 1404, потому что вытесняющее тело 1407 вводят более глубоко в активную зону 1411 реактора, вытесняя больше топлива во входящую область активной зоны 1411 реактора, где топливо 1409 в виде расплава солей сперва поступает в область активной реакции деления при каждом цикле циркуляции.

Необходимо понимать, что в активной зоне 1411 реактора можно использовать множество узлов объемного вытеснения в различных конфигурациях.

На Фиг. 15 показаны примерные технологические операции 1500 способа вытеснения топлива в виде расплава солей. В технологической операции 1502 обеспечения системы предоставляют быстрому реактору на расплавах хлоридов (который является примерным реактором на расплавах солей) систему замены топлива в виде расплава солей. В технологической операции 1504 контролирования контролируют режим регулирования топлива в виде расплава солей (например, эффективный коэффициент размножения нейтронов соответствует или превышает пороговое значение, например, 1,005). Например, один или более датчиков параметра реактивности могут контролировать реактивность в быстром реакторе на расплавах хлоридов. Режим регулирования можно задать для контролируемой реактивности или некоторого другого эксплуатационного параметра для запуска акта вытеснения топлива в виде расплава солей.

Если режим регулирования не был удовлетворен, тогда технологическая операция 1506 принятия решения возвращает технологический процесс к технологической операции 1504 контролирования. Если режим регулирования был удовлетворен, тогда технологическая операция 1506 продолжает технологический процесс до технологической операции 1508 введения, на которой вводят вытесняющее тело в топливо в виде расплава солей в активной зоне реактора. В технологической операции 1510 расположения располагают вытесняющее тело в топливе в виде расплава солей быстрого реактора на расплавах хлоридов для удаления выбранного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны реактора для получения требуемых параметров реактивности в быстром реакторе на расплавах хлоридов. Технологический процесс возвращается к технологической операции 1504 контролирования.

В одном из воплощений примерный реактор на расплавах солей содержит активную зону ядерного реактора, выполненную для содержания реакции ядерного деления, работающей на топливе в виде расплава солей. Система регулирования топлива в виде расплава солей связана с активной зоной ядерного реактора и выполнена для удаления выбранного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора для поддержания параметра, характеризующего реактивность реактора на расплавах солей, в выбранном интервале номинальной реактивности.

В другом примере реактора на расплавах солей реактору также предоставляют систему регулирования топлива в виде расплава солей, которая содержит систему замены топлива в виде расплава солей, соединенную по текучей среде с активной зоной ядерного реактора и выполненную для замены выбранного объема топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала, содержащего смесь выбранного воспроизводящего материала и соли-носителя.

В другом примере реактора на расплавах солей реактору также предоставляют систему замены топлива в виде расплава солей, которая содержит устройство подачи сырьевого топлива, выполненное для перемещения сырьевого материала в активную зону ядерного реактора.

В другом примере реактора на расплавах солей реактору также предоставляют систему замены топлива в виде расплава солей, которая содержит устройство подачи сырьевого топлива, выполненное для перемещения выбранного объема сырьевого материала в активную зону ядерного реактора.

В другом примере реактора на расплавах солей реактору также предоставляют систему замены топлива в виде расплава солей, которая содержит устройство подачи сырьевого топлива, выполненное для перемещения выбранного состава сырьевого материала в активную зону ядерного реактора.

В другом примере реактора на расплавах солей реактору также предоставляют систему замены топлива в виде расплава солей, которая содержит устройство перемещения использованного топлива, выполненное для перемещения выбранного объема топлива в виде расплава солей в качестве использованного топлива из активной зоны ядерного реактора.

В другом примере реактора на расплавах солей реактору также предоставляют систему замены топлива в виде расплава солей, которая выполнена для перемещения в параллельном потоке выбранного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора и сырьевого материала в активную зону ядерного реактора.

В другом примере реактора на расплавах солей реактору также предоставляют систему замены топлива в виде расплава солей, которая регулирует реактивность реакции ядерного деления путем замены сырьевым материалом выбранного объема топлива в виде расплава солей в активной зоне ядерного реактора.

В другом примере реактора на расплавах солей реактору также предоставляют систему замены топлива в виде расплава солей, которая регулирует состав топлива в виде расплава солей в реакции ядерного деления путем замены сырьевым материалом выбранного объема топлива в виде расплава солей в активной зоне ядерного реактора.

В другом примере реактора на расплавах солей реактор представляет собой быстрый реактор деления, и топливо в виде расплава солей содержит хлористую соль.

В другом примере реактора на расплавах солей реактору также предоставляют систему замены топлива в виде расплава солей, регулирующую состав UCl3-UCl4-NaC в быстрой реакции деления путем замены сырьевым материалом выбранного объема топлива в виде расплава солей в активной зоне ядерного реактора.

В другом примере реактора на расплавах солей реактору также предоставляют систему замены топлива в виде расплава солей, выполненную для повторяющейся замены выбранного объема топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала для поддержания параметра, характеризующего реактивность реактора на расплавах солей, в выбранном интервале номинальной реактивности во времени.

В другом примере реактор на расплавах солей дополнительно содержит датчик параметра реактивности, расположенный вблизи активной зоны ядерного реактора. Датчик параметра реактивности выполнен для контроля одного или более параметров, характеризующих реактивность активной зоны ядерного реактора. С датчиком параметра реактивности соединен с возможностью связи регулятор для получения одного или более параметров, характеризующих реактивность активной зоны ядерного реактора. Регулятор выполнен для регулирования замены выбранного объема топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала, содержащего смесь выбранного воспроизводящего материала и соли-носителя, на основе одного или более параметров.

В другом примере реактора на расплавах солей реактору такжу предоставляют систему регулирования топлива в виде расплава солей, дополнительно содержащую систему регулирования объемного вытеснения, имеющую один или более узлов объемного вытеснения, вводимых в активную зону ядерного реактора. Каждый узел объемного вытеснения выполнен для объемного вытеснения выбранного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора при введении в активную зону ядерного реактора.

В другом примере реактора на расплавах солей реактору также предоставляют систему регулирования топлива в виде расплава солей, дополнительно содержащую систему регулирования объемного вытеснения, имеющую одно или более тел объемного вытеснения, вводимых в активную зону ядерного реактора, причем каждое тело объемного вытеснения выполнено для объемного вытеснения выбранного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора при введении в активную зону ядерного реактора.

В другом примере реактора на расплавах солей реактору также предоставляют систему регулирования топлива в виде расплава солей, дополнительно содержащую систему регулирования объемного вытеснения, имеющую одно или более тел объемного вытеснения, вводимых в активную зону ядерного реактора, причем каждое тело объемного вытеснения выполнено для объемного вытеснения выбранного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора при введении в активную зону ядерного реактора, при этом система регулирования объемного вытеснения дополнительно содержит систему перелива топлива в виде расплава солей, выполненную для перемещения топлива в виде расплава солей, которое вытесняется телом объемного вытеснения выше допустимого уровня заполнения активной зоны ядерного реактора.

В другом примере реактора на расплавах солей реактору также предоставляют систему регулирования топлива в виде расплава солей, дополнительно содержащую систему регулирования объемного вытеснения, имеющую один или более тел объемного вытеснения, вводимых в активную зону ядерного реактора, причем каждое тело объемного вытеснения выполнено для объемного вытеснения выбранного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора при введении в активную зону ядерного реактора, причем система регулирования объемного вытеснения выполнена с возможностью введения на множество глубин введения в активную зону ядерного реактора для поддержания параметра, характеризующего реактивность реактора на расплавах солей, в выбранном интервале номинальной реактивности во времени.

Другой ядерный реактор на расплавах солей содержит активную зону ядерного реактора, выполненную для поддержания реакции ядерного деления, работающей на топливе в виде расплава солей, и средства для замены выбранного объема топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала, содержащего смесь выбранного воспроизводящего материала и соли-носителя.

Другой ядерный реактор на расплавах солей содержит активную зону ядерного реактора, выполненную для поддержания реакции ядерного деления, работающей на топливе в виде расплава солей, и средства для удаления выбранного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора для поддержания параметра, характеризующего реактивность реактора на расплавах солей, в выбранном интервале номинальной реактивности.

Примерный способ включает поддержание реакции ядерного деления, работающей на топливе в виде расплава солей, в активной зоне ядерного реактора и удаление выбранного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора для поддержания параметра, характеризующего реактивность реактора на расплавах солей, в выбранном интервале номинальной реактивности.

Другой примерный способ дополнительно включает замену выбранного объема топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала, содержащего смесь выбранного воспроизводящего материала и соли-носителя.

В другом примерном способе стадия замены включает перемещение сырьевого материала в активную зону ядерного реактора.

В другом примерном способе стадия замены включает перемещение выбранного объема сырьевого материала в активную зону ядерного реактора.

В другом примерном способе стадия замены включает перемещение выбранного состава сырьевого материала в активную зону ядерного реактора.

В другом примерном способе стадия замены включает регулирование реактивности активной зоны ядерного реактора на основе выбранного объема сырьевого материала.

В другом примерном способе стадия замены включает регулирование состава топлива в виде расплава солей, обеспечивающего топливом реакцию ядерного деления в активной зоне ядерного реактора, на основе выбранного состава сырьевого материала.

В другом примерном способе стадия замены включает регулирование состава UCl3-UCl4-NaCl, обеспечивающего топливом реакцию ядерного деления в активной зоне ядерного реактора, на основе выбранного состава сырьевого материала.

Другой примерный способ дополнительно включает контролирование выполнения режима замены топлива в виде расплава солей и регулирование замены выбранного объема топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала, содержащего смесь выбранного воспроизводящего материала и соли-носителя, в ответ на выполнение режима замены.

Другой примерный способ дополнительно включает контролирование одного или более параметров реактивности, характеризующих реактивность активной зоны ядерного реактора, и регулирование замены выбранного объема топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала, содержащего смесь выбранного воспроизводящего материала и соли-носителя, на основе одного или более параметров реактивности.

Другой примерный способ дополнительно включает контролирование одного или более параметров состава, характеризующих состав топлива в виде расплавов солей активной зоны ядерного реактора, и регулирование замены выбранного объема топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала, содержащего смесь выбранного воспроизводящего материала и соли-носителя, на основе одного или более параметров состава.

В другом примерном способе режим удаления включает объемное вытеснение выбранного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора путем введения одного или более тел объемного вытеснения в топливо в виде расплава солей в активной зоне ядерного реактора.

В другом примерном способе режим удаления включает перемещение вытесненного объемным вытеснением объема топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора посредством системы перелива топлива в виде расплава солей, когда вытесненный объемным вытеснением объем топлива в виде расплава солей вытесняют с помощью тела объемного вытеснения выше допустимого уровня заполнения активной зоны ядерного реактора.

В другом примере способа каждое тело объемного вытеснения может быть выполнено для объемного вытеснения выбранного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора при введении в активную зону ядерного реактора, причем система регулирования объемного вытеснения выполнена с возможностью введения на множество глубин введения в активную зону ядерного реактора для поддержания параметра, характеризующего реактивность реактора на расплавах солей, в выбранном интервале номинальной реактивности во времени.

Примерный быстрый ядерный реактор на расплавах солей содержит активную зону реактора, содержащую впускное отверстие топлива и выпускное отверстие топлива, при этом впускное отверстие топлива и выпускное отверстие топлива расположены для протекания ядерного топлива в виде расплава хлористых солей через активную зону реактора. Ядерное топливо в виде расплава хлористых солей содержит смесь UCl4 и по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла, причем смесь UCl4 и по меньшей мере одной дополнительной хлористой соли металла имеет содержание UCl4 больше 5 мольн. %.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют концентрацию урана в смеси UCl4 и по меньшей мере одной дополнительной хлористой соли металла, составляющую больше 61 масс. %.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют дополнительную хлористую соль урана, содержащую UCl3.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют смесь UCl4 и по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла, имеющую состав 82UCl4-18UCl3.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют смесь UCl4 и по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла, имеющую состав 17UCl3-71UCl4-12NaCl.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют смесь UCl4 и по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла, имеющую состав 50 UCl4-50NaCl.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют дополнительный хлорид металла, включающий по меньшей мере один из NaCl, MgCl2, CaCl2, BaCl2, KCl, SrCl2, VCl3, CrCl3, TiCl4, ZrCl4, ThCl4, AcCl3, NpCl4, PuCl3, AmCl3, LaCl3, CeCl3, PrCl3 или NdCl3.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют смесь UCl4 и по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла, имеющую концентрацию дополнительной хлористой соли металла на уровне или ниже концентрации осаждения дополнительной хлористой соли металла.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют смесь UCl4 и по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла, имеющую температуру плавления ниже 800°С.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют смесь UCl4 и по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла, имеющую выбранную температуру плавления выше 330°С.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют режим воспроизводства и выгорания, установленный в ядерном топливе в виде расплава хлористых солей с ураново-плутониевом циклом.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют впускное отверстие топлива, расположенное на лицевой стороне активной зоны реактора, и выпускное отверстие топлива, расположенное на обратной стороне активной зоны реактора, напротив впускного отверстия топлива.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют защитный слой, расположенный по меньшей мере на одной поверхности, обращенной к ядерному топливу в виде расплава хлористых солей.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей у реактора по меньшей мере одна поверхность, подверженная воздействию ядерного топлива в виде расплава хлористых солей, может включать внутреннюю поверхность активной зоны реактора.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют защитный слой, который является в основном стойким к коррозии и/или радиации.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют защитный слой, содержащий по меньшей мере одно из жаропрочного сплава, никелевого сплава, жаропрочного металла или карбида кремния.

В другом примере быстрый ядерный реактор на расплавах солей реактор также содержит узел отражателя, выполненный для отражения по меньшей мере части нейтронов, испускаемых активной зоной реактора, обратно в ядерное топливо в виде расплава хлористых солей в активной зоне реактора, причем узел отражателя содержит множество модулей отражателя, и по меньшей мере из модулей отражателя содержат жидкий материал отражателя.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют по меньшей мере один из модулей отражателя, образованных из по меньшей мере одного из молибденового сплава, никелевого сплава или карбида.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют жидкий материал отражателя, включающий жидкий свинец и/или жидкий сплав свинца и висмута.

В другом примере быстрый ядерный реактор на расплавах солей также содержит узел вытеснения, функционально соединенный с активной зоной реактора, и выполненный для селективного вытеснения объема ядерного топлива в виде расплава солей для регулирования реактивности в ядерном топливе в виде расплава солей.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют узел вытеснения, выполненный для вытеснения объема ядерного топлива в виде расплава солей для уменьшения реактивности в ядерном топливе в виде расплава солей.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют узел вытеснения, который содержит вытесняющий элемент, исполнительное устройство, функционально соединенное с вытесняющим элементом, и регулятор. Регулятор выполнен для селективного направления исполнительного устройства на регулирование положения вытесняющего элемента для регулирования реактивности в ядерном топливе в виде расплава солей, содержащегося в активной зоне реактора.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют вытесняющий элемент, который образован из в основном не поглощающего нейтроны материала.

В другом примере быстрый ядерный реактор на расплавах солей реактор также содержит узел перемещения расплавленной соли.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют узел перемещения расплавленной соли, содержащий устройство перемещения расплавленной соли, соединенное по текучей среде с активной зоной реактора, и выполненное для перемещения выбранной части топлива в виде расплава хлористых солей из части быстрого ядерного реактора на расплавах солей в резервуар. Устройство перемещения расплавленной соли также выполнено для перемещения сырьевого материала, содержащего по меньшей мере воспроизводящий материал, из подачи сырьевого материала в часть быстрого ядерного реактора на расплавах солей.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют по меньшей мере воспроизводящий материал из сырьевого материала, который содержит по меньшей мере одно воспроизводящее солевое топливо.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют по меньшей мере одно воспроизводящее солевое топливо, содержащее соль, содержащую обедненный уран и/или природный уран и/или торий.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют по меньшей мере одно воспроизводящее солевое топливо, содержащее соль, содержащую по меньшей мере один металл из использованного ядерного топлива.

В другом примере быстрый ядерный реактор на расплавах солей также содержит устройство удаления продуктов деления, выполненное для удаления по меньшей мере одного продукта деления из топлива в виде расплава хлористых солей.

В другом примере быстрый ядерный реактор на расплавах солей также содержит петлю теплоносителя первого контура, соединенную по текучей среде с впускным отверстием активной зоны реактора и выпускным отверстием активной зоны реактора.

В другом примере быстрый ядерный реактор на расплавах солей также содержит теплообменник первого контура и петлю теплоносителя второго контура, причем петля теплоносителя первого контура и петля теплоносителя первого контура термически соединены посредством теплообменника первого контура.

В другом примере быстрый ядерный реактор на расплавах солей также содержит по меньшей мере один насос, расположенный вдоль петли теплоносителя первого контура для циркуляции ядерного топлива в виде расплава хлористых солей через петлю теплоносителя первого контура.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют по меньшей мере один насос, который циркулирует ядерное топливо в виде расплава хлористых солей через петлю теплоносителя первого контура при выбранной предельной скорости потока или ниже этой предельной скорости.

В другом примере быстрый ядерный реактор на расплавах солей реактор также содержит устройство барботирования газа, выполненное для удаления одного или более инертных газов из ядерного топлива в виде расплава хлористых солей.

В другом примере быстрый ядерный реактор на расплавах солей также содержит устройство фильтрации, выполненное для удаления благородного металла и/или полублагородного металла из ядерного топлива в виде расплава солей.

Примерный способ обеспечения топливом быстрого ядерного реактора на расплавах солей включает предоставление объема UCl4, предоставление объема по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла, смешивание объема UCl4 с объемом по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла с образованием ядерного топлива в виде расплава хлористых солей, имеющего содержание UCl4 больше 5 мольн. %, и подачу ядерного топлива в виде расплава хлористых солей, имеющего содержание UCl4 больше 5 мольн. %, в по меньшей мере активную зону быстрого ядерного реактора на расплавах солей.

Другой примерный способ также включает предоставление объема по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла путем предоставления объема UCl3.

Другой примерный способ также включает предоставление объема по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла путем предоставления объема по меньшей мере одного из NaCl, MgCl2, CaCl2, BaCl2, KCl, SrCl2, VCl3, CrCl3, TiCl4, ZrCl4, ThCl4, AcCl3, NpCl4, PuCl3, AmCl3, LaCl3, CeCl3, PrCl3 или NdCl3.

Другой примерный способ также включает обеспечение смешивания объема UCl4 с объемом по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла с образованием ядерного топлива в виде расплава хлористых солей, имеющего содержание UCl4 больше 5 мольн. %, путем смешивания объема UCl4 с объемом по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла с образованием ядерного топлива в виде расплава хлористых солей, имеющего содержание UCl4 больше 5 мольн. % и температуру плавления от 330 до 800°С.

Другой примерный способ также включает обеспечение смешивания объема UCl4 с объемом по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла с образованием ядерного топлива в виде расплава хлористых солей, имеющего содержание UCl4 больше 5 мольн. %, путем смешивания объема UCl4 с объемом по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла с образованием ядерного топлива в виде расплава хлористых солей, имеющего состав 82UCl4-18UCl3.

Другой примерный способ также включает обеспечение смешивания объема UCl4 с объемом по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла с образованием ядерного топлива в виде расплава хлористых солей, имеющего содержание UCl4 больше 5 мольн. %, путем смешивания объема UCl4 с объемом по меньшей мере одной дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла с образованием ядерного топлива в виде расплава хлористых солей, имеющего состав 17UCl3-71UCl4-12NaCl.

Другой примерный способ также включает обеспечение смешивания объема UCl4 с объемом по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла с образованием ядерного топлива в виде расплава хлористых солей, имеющего содержание UCl4 больше 5 мольн. %, путем смешивания объема UCl4 с объемом по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла с образованием ядерного топлива в виде расплава хлористых солей, имеющего состав 50UCl4-50NaCl.

Другой примерный способ также включает обеспечение смешивания объема UCl4 с объемом по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла путем смешивания объема UCl4 с объемом по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла внутри быстрого ядерного реактора на расплавах солей.

Другой примерный способ также включает обеспечение смешивания объема UCl4 с объемом по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла путем смешивания объема UCl4 с объемом по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла вне быстрого ядерного реактора на расплавах солей.

Пример топлива в виде расплава хлористых солей для применения в быстром ядерном реакторе на расплавах солей, полученного путем способа, включающего предоставление объема UCl4, предоставление объема по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла и смешивание объема UCl4 с объемом по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла с образованием ядерного топлива в виде расплава хлористых солей, имеющего содержание UCl4 больше 5 мольн. %.

Пример быстрого ядерного реактора на расплавах солей включает активную зону реактора, содержащую впускное отверстие топлива и выпускное отверстие топлива. Впускное отверстие топлива и выпускное отверстие топлива расположены для протекания потока смеси ядерного топлива в виде расплава солей и по меньшей мере одного лантанида через активную зону реактора при запуске быстрого ядерного реактора на расплавах солей.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют по меньшей мере один лантанид, который включает по меньшей мере один из La, Се, Pr или Nd.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют смесь ядерного топлива в виде расплава солей и по меньшей мере одного лантанида, которая включает смесь ядерного топлива в виде расплава солей и по меньшей мере одного лантанида, образованную смешиванием ядерного топлива в виде расплава солей с по меньшей мере одним хлоридом лантанида.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют по меньшей мере один хлорид лантанида, который включает по меньшей мере один из LaCl3, CeCl3, PrCl3 или NdCl3.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют смесь ядерного топлива в виде расплава солей и по меньшей мере одного лантанида, которая включает смесь ядерного топлива в виде расплава солей и по меньшей мере одного лантанида, имеющую концентрацию лантанида от 0,1 до 10 масс. %.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют смесь ядерного топлива в виде расплава солей и по меньшей мере одного лантанида, имеющую концентрацию лантанида от 0,1 до 10 масс. %. которая включает смесь ядерного топлива в виде расплава солей и по меньшей мере одного лантанида, имеющую концентрацию лантанида между 4 и 8 масс. %.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют смесь ядерного топлива в виде расплава солей и по меньшей мере одного лантанида, которая образована вне быстрого ядерного реактора на расплавах солей.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют смесь ядерного топлива в виде расплава солей и по меньшей мере одного лантанида, которая образована внутри быстрого ядерного реактора на расплавах солей.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют впускное отверстие топлива и выпускное отверстие топлива, которые расположены для протекания потока смеси ядерного топлива в виде расплава солей и по меньшей мере одного лантанида через активную зону реактора до достижения выбранного порога реактивности в быстром ядерном реакторе на расплавах солей.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют впускное отверстие топлива и выпускное отверстие топлива, которые расположены для протекания потока смеси ядерного топлива в виде расплава солей и по меньшей мере одного лантанида через активную зону реактора до достижения критичности в быстром ядерном реакторе на расплавах солей.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют впускное отверстие топлива и выпускное отверстие топлива, которые расположены для протекания потока смеси ядерного топлива в виде расплава солей и по меньшей мере одного лантанида через активную зону реактора до наработки выбранного количества плутония в быстром ядерном реакторе на расплавах солей.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют ядерное топливо в виде расплавов солей, которое содержит смесь по меньшей мере двух из первого хлорида урана, второго хлорида урана или дополнительного хлорида металла.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют дополнительный хлорид металла, который включает по меньшей мере одно из NaCl, MgCl2, CaCl2, BaCl2, KCl, SrCl2, VCl3, CrCl3, TiCl4, ZrCl4, ThCl4, AcCl3, NpCl4, PuCl3 или AmCl3.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют по меньшей мере один из первого хлорида урана или второго хлорида урана, которые включают UCl4 и/или UCl3.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей, которое имеет состав 82UCl4-18UCl3.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей, которое имеет состав 17UCl3-71UCl4-12NaCl.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей, которое имеет состав 50UCl4-50NaCl.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей, которое имеет состав 34UCl3-66NaCl.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют смесь по меньшей мере первого хлорида урана, второго хлорида урана и дополнительного хлорида металла, которая содержит по меньшей мере 5 мольн. % UCl4.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют смесь по меньшей мере первого хлорида урана, второго хлорида урана и дополнительного хлорида металла, которая имеет концентрацию урана более 61 масс. %.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют смесь по меньшей мере первого хлорида урана, второго хлорида урана и дополнительного хлорида металла, которая имеет температуру плавления от 330 до 800°С.

Пример способа обеспечения топливом быстрого ядерного реактора на расплавах солей включает предоставление ядерного топлива в виде расплава солей и предоставление по меньшей мере одного лантанида. До запуска быстрого ядерного реактора на расплавах солей ядерное топливо в виде расплава солей смешивают по меньшей мере с одним лантанидом с образованием загруженного лантанидом ядерного топлива в виде расплава солей. Загруженное лантанидом ядерное топливо в виде расплава солей подают по меньшей мере в активную зону быстрого ядерного реактора на расплавах солей.

В другом примере способа также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей путем обеспечения смеси по меньшей мере двух из первого хлорида урана, дополнительного хлорида урана и дополнительного хлорида металла.

В другом примере способа также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей путем обеспечения смеси по меньшей мере двух из UCl4, UCl3 и дополнительного хлорида металла.

В другом примере способа способу также предоставляют дополнительный хлорид металла, включающий по меньшей мере один из NaCl, MgCl2, CaCl2, BaCl2, KCl, SrCl2, VCl3, CrCl3, TiCl4, ZrCl4, ThCl4, AcCl3, NpCl4, PuCl3 или AmCl3.

В другом примере способа способу также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей путем обеспечения ядерного топлива в виде расплава солей, содержащего по меньшей мере 5 мольн. % UCl4.

В другом примере способа способу также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей путем обеспечения ядерного топлива в виде расплава солей, имеющего концентрацию урана более 61 масс. %.

В другом примере способа способу также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей путем обеспечения ядерного топлива в виде расплава солей, имеющего температуру плавления от 330 до 800°С.

В другом примере способа способу также предоставляют по меньшей мере один лантанид путем обеспечения по меньшей мере одного из La, Се, Pr или Nd.

В другом примере способа способу также предоставляют по меньшей мере один лантанид путем обеспечения по меньшей мере одного лантанида в форме хлорида лантанида.

В другом примере способа способу также предоставляют по меньшей мере один лантанид в форме хлорида лантанида путем обеспечения по меньшей мере одного из LaCl3, CeCl3, PrCl3 or NdCl3.

В другом примере способа способу также предоставляют смешивание ядерного топлива в виде расплава солей с по меньшей мере одним лантанидом с образованием загруженного лантанидом ядерного топлива в виде расплава солей путем смешивания ядерного топлива в виде расплава солей с по меньшей мере одним лантанидом с образованием загруженного лантанидом ядерного топлива в виде расплава солей, имеющего концентрацию лантанида от 0,1 до 10 масс. %.

В другом примере способа способу также предоставляют смешивание ядерного топлива в виде расплава солей с по меньшей мере одним лантанидом с образованием загруженного лантанидом ядерного топлива в виде расплава солей, имеющего концентрацию лантанида от 0,1 до 10 масс. %, путем смешивания ядерного топлива в виде расплава солей с по меньшей мере одним лантанидом с образованием загруженного лантанидом ядерного топлива в виде расплава солей, имеющего концентрацию лантанида от 4 до 8 масс. %.

В другом примере способа способу также предоставляют смешивание ядерного топлива в виде расплава солей с по меньшей мере одним лантанидом с образованием загруженного лантанидом ядерного топлива в виде расплава солей путем смешивания ядерного топлива в виде расплава солей с по меньшей мере одним лантанидом вне быстрого ядерного реактора на расплавах солей.

В другом примере способа способу также предоставляют смешивание ядерного топлива в виде расплава солей с по меньшей мере одним лантанидом с образованием загруженного лантанидом ядерного топлива в виде расплава солей путем смешивания ядерного топлива в виде расплава солей с по меньшей мере одним лантанидом внутри быстрого ядерного реактора на расплавах солей.

В другом примере способа способу также предоставляют, до запуска быстрого ядерного реактора на расплавах солей, смешивание ядерного топлива в виде расплава солей с по меньшей мере одним лантанидом с образованием загруженного лантанидом ядерного топлива в виде расплава солей путем смешивания, до достижения выбранного порога реактивности в быстром ядерном реакторе на расплавах солей, ядерного топлива в виде расплава солей с по меньшей мере одним лантанидом с образованием загруженного лантанидом ядерного топлива в виде расплава солей.

В другом примере способа способу также предоставляют, до запуска быстрого ядерного реактора на расплавах солей, смешивание ядерного топлива в виде расплава солей с по меньшей мере одним лантанидом с образованием загруженного лантанидом ядерного топлива в виде расплава солей путем смешивания, до достижения критичности в быстром ядерном реакторе на расплавах солей, ядерного топлива в виде расплава солей с по меньшей мере одним лантанидом с образованием загруженного лантанидом ядерного топлива в виде расплава солей.

В другом примере способа способу также предоставляют, до запуска быстрого ядерного реактора на расплавах солей, смешивание ядерного топлива в виде расплава солей по меньшей мере с одним лантанидом с образованием загруженного лантанидом ядерного топлива в виде расплава солей путем смешивания, до наработки выбранного количества плутония в быстром ядерном реакторе на расплавах солей, ядерного топлива в виде расплава солей по меньшей мере с одним лантанидом с образованием загруженного лантанидом ядерного топлива в виде расплава солей.

Пример топлива в виде расплава солей для применения в быстром ядерном реакторе на расплавах солей, полученного путем технологического процесса, который включает предоставление ядерного топлива в виде расплава солей, предоставление по меньшей мере одного лантанида и, до запуска быстрого ядерного реактора на расплавах солей, смешивание ядерного топлива в виде расплава солей по меньшей мере с одним лантанидом с образованием загруженного лантанидом ядерного топлива в виде расплава солей.

Пример быстрого ядерного реактора на расплавах солей включает активную зону реактора, содержащую впускное отверстие топлива и выпускное отверстие топлива. Впускное отверстие топлива и выпускное отверстие топлива расположены для протекания ядерного топлива в виде расплава солей через активную зону реактора. Узел вытеснения функционально соединен с активной зоной реактора и выполнен для селективного вытеснения объема ядерного топлива в виде расплава солей для регулирования реактивности в ядерном топливе в виде расплава солей.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют узел вытеснения, выполненный для селективного вытеснения объема ядерного топлива в виде расплава солей в центральной области активной зоны реактора.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют узел вытеснения, выполненный для вытеснения объема ядерного топлива в виде расплава солей для уменьшения реактивности в ядерном топливе в виде расплава солей.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют узел вытеснения, содержащий вытесняющий элемент, исполнительное устройство, функционально соединенное с вытесняющим элементом, и регулятор. Регулятор выполнен для селективного направления исполнительного устройства на регулирование положения вытесняющего элемента для регулирования реактивности в ядерном топливе в виде расплава солей, содержащемся в активной зоне реактора.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют вытесняющий элемент и зону реактора, центрируемые вдоль общей оси.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют исполнительное устройство, выполненное для приведение в движение узла вытеснения в активной зоне реактора для уменьшения реактивности в ядерном топливе в виде расплава солей.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют исполнительное устройство, выполненное для вытягивания узла вытеснения из активной зоны реактора для увеличения реактивности в ядерном топливе в виде расплава солей.

В другом примере быстрый ядерный реактор на расплавах солей также содержит датчик параметра реактивности, выполненный для определения по меньшей мере одного параметра реактивности ядерного топлива в виде расплава хлористых солей, где датчик параметра реактивности соединен с возможностью связи с регулятором.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют датчик параметра реактивности, который содержит по меньшей мере одно из: датчика деления, регистратора нейтронного потока, датчика интегрального потока нейтронов, датчика продуктов деления, датчика температуры, датчика давления или датчика мощности.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют регулятор, выполненный для селективного направления исполнительного устройства на регулирование положения вытесняющего элемента в активной зоне реактора под действием по меньшей мере одного определенного параметра реактивности ядерного топлива в виде расплава хлористых солей из датчика параметра реактивности.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют вытесняющий элемент, который содержит вытесняющий стержень.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют вытесняющий элемент, который содержит множество вытесняющих стержней.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют вытесняющий элемент, образованный из в основном не поглощающего нейтроны материала.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют вытесняющий элемент, образованный из в основном прозрачного для нейтронов материала и/или в основном отражающего нейтроны материала.

В другом примере быстрый ядерный реактор на расплавах солей также содержит систему перелива, выполненную для перемещения избытка ядерного топлива в виде расплава солей из активной зоны реактора.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют систему перелива, которая содержит канал для солевого топлива. Канал для солевого топлива расположен выше выбранного максимального уровня заполнения ядерным топливом в виде расплава солей активной зоны реактора и выполнен для перемещения избытка ядерного топлива в виде расплава солей из активной зоны реактора. Также в состав входят по меньшей мере один элемент перемещения текучей среды и резервуар перелива. По меньшей мере один элемент перемещения текучей среды соединен по текучей среде с каналом для солевого топлива и резервуаром перелива. Резервуар перелива выполнен для хранения избытка ядерного топлива в виде расплава солей, полученного из по меньшей мере одного элемента перемещения текучей среды.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей, которое содержит смесь по меньшей мере двух из первого хлорида урана, второго хлорида урана или дополнительного хлорида металла.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют дополнительный хлорид металла, который включает по меньшей мере одно из NaCl, MgCl2, CaCl2, BaCl2, KCl, SrCl2, VCl3, CrCl3, TiCl4, ZrCl4, ThCl4, AcCl3, NpCl4, PuCl3, AmCl3, LaCl3, CeCl3, PrCl3 или NdCl3.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют первый хлорид урана и/или второй хлорид урана, которые включают по меньшей мере одно из UCl4 или UCl3.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей, которое имеет состав 82UCl4-18UCl3.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей, которое имеет состав 17UCl3-71UCl4-12NaCl.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей, которое имеет состав 50UCl4-50NaCl.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей, которое имеет состав 34UCl3-66NaCl.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют смесь по меньшей мере первого хлорида урана, второго хлорида урана и дополнительного хлорида металла, которая содержит по меньшей мере 5 мольн. % UCl4.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют смесь по меньшей мере первого хлорида урана, второго хлорида урана и дополнительного хлорида металла, которая имеет концентрацию урана более 61 масс. %.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют смесь по меньшей мере первого хлорида урана, второго хлорида урана и дополнительного хлорида металла, которая имеет температуру плавления от 330 до 800°С.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей, которое содержит смесь по меньшей мере одного фторида урана и дополнительного фторида металла.

Примерный способ включает определение параметра реактивности в ядерном топливе в виде расплава солей ядерного реактора на расплавах солей и, в ответ на параметр реактивности в ядерном топливе в виде расплава солей, вытеснение выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей по меньшей мере одним вытесняющим элементом для регулирования реактивности ядерного топлива в виде расплава солей.

В другом примерном способе также обеспечивают определение параметра реактивности в ядерном топливе в виде расплава солей ядерного реактора на расплавах солей путем получения информации о по меньшей мере одном из: скорости образования нейтронов, скорости поглощения нейтронов, потоке нейтронов, интегральном потоке нейтронов, температуре, давлении, мощности или скорости образования продуктов деления в ядерном реакторе на расплавах солей и определение параметра реактивности в ядерном топливе в виде расплава солей ядерного реактора на расплавах солей на основе по меньшей мере одного из: скорости образования нейтронов, скорости поглощения нейтронов, потока нейтронов, интегрального потока нейтронов, температуры, давления, мощности или скорости образования продуктов деления.

В другом примерном способе также обеспечивают, в ответ на параметр реактивности в ядерном топливе в виде расплава солей, вытеснение выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей по меньшей мере одним вытесняющим элементом для настройки реактивности ядерного топлива в виде расплава солей путем ответа на параметр реактивности, характеризующий избыток реактивности в ядерном реакторе на расплавах солей, вытесняя выбранный объем ядерного топлива в виде расплава солей по меньшей мере одним вытесняющим элементом для уменьшения реактивности ядерного реактора на расплавах солей.

В другом примерном способе также обеспечивают вытеснение выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей по меньшей мере одним вытесняющим элементом путем вытеснения выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей путем приведения в движение по меньшей мере части по меньшей мере одного вытесняющего элемента в ядерное топливо в виде расплава солей для уменьшения реактивности ядерного реактора на расплавах солей.

В другом примерном способе также обеспечивают вытеснение выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей по меньшей мере одним вытесняющим элементом путем вытеснения выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей путем вытягивания по меньшей мере части по меньшей мере одного вытесняющего элемента из ядерного топлива в виде расплава солей для увеличения реактивности ядерного реактора на расплавах солей.

В другом примерном способе также обеспечивают вытеснение выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей путем приведения в движение по меньшей мере части по меньшей мере одного вытесняющего элемента в ядерное топливо в виде расплава солей путем вытеснения выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей путем приведения в движение выбранного количества по меньшей мере одного вытесняющего элемента в ядерное топливо в виде расплава солей, где выбранное количество основано на определенном параметре реактивности.

В другом примерном способе также обеспечивают вытеснение выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей путем приведения в движение по меньшей мере части по меньшей мере одного вытесняющего элемента в ядерное топливо в виде расплава солей путем вытеснения выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей путем приведения в движение по меньшей мере части по меньшей мере одного вытесняющего элемента в объем ядерного топлива в виде расплава солей в активной зоне ядерного реактора на расплавах солей.

В другом примерном способе также обеспечивают вытеснение выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей путем приведения в движение по меньшей мере части по меньшей мере одного вытесняющего элемента в объем ядерного топлива в виде расплава солей в активной зоне ядерного реактора на расплавах солей путем вытеснения выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей путем приведения в движение по меньшей мере части по меньшей мере одного вытесняющего элемента в объем ядерного топлива в виде расплава солей в центральной области активной зоны ядерного реактора на расплавах солей.

В другом примерном способе также обеспечивают вытеснение выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей по меньшей мере одним вытесняющим элементом путем вытеснения выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей по меньшей мере одним вытесняющим стержнем.

В другом примерном способе также обеспечивают вытеснение выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей по меньшей мере одним вытесняющим стержнем путем вытеснения выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей по меньшей мере одним полым вытесняющим стрежнем.

В другом примерном способе также обеспечивают вытеснение выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей по меньшей мере одним вытесняющим стержнем путем вытеснения выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей по меньшей мере одним твердым вытесняющим стрежнем.

В другом примерном способе также обеспечивают вытеснение выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей по меньшей мере одним вытесняющим стержнем путем вытеснения выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей множеством вытесняющих стрежней.

В другом примерном способе также предоставляют по меньшей мере один вытесняющий стержень, который образован из свинца и/или вольфрама.

В другом примерном способе также обеспечивают вытеснение выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей по меньшей мере одним вытесняющим элементом путем вытеснения выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей по меньшей мере одним вытесняющим стрежнем, образованным из в основном не поглощающего нейтроны материала.

В другом примерном способе также обеспечивают вытеснение выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей по меньшей мере одним вытесняющим элементом путем вытеснения от 0,1 до 10 кубических метров ядерного топлива в виде расплава солей по меньшей мере одним вытесняющим элементом.

В другом примерном способе также обеспечивают определение параметра реактивности в ядерном топливе в виде расплава солей ядерного реактора на расплавах солей путем определения параметра реактивности в ядерном топливе в виде расплава солей, содержащем смесь по меньшей мере двух из первого хлорида урана, дополнительного хлорида урана или дополнительного хлорида металла.

В другом примерном способе также обеспечивают определение параметра реактивности в ядерном топливе в виде расплава солей, содержащем смесь по меньшей мере двух из первого хлорида урана, дополнительного хлорида урана или дополнительного хлорида металла, путем определения параметра реактивности в ядерном топливе в виде расплава солей, содержащем смесь по меньшей мере двух из первого хлорида урана, дополнительного хлорида урана или дополнительного хлорида металла, смесь по меньшей мере двух из UCl4, UCl3 и дополнительного хлорида металла.

В другом примерном способе также предоставляют дополнительный хлорид металла, который включает по меньшей мере одно из NaCl, MgCl2, CaCl2, BaCl2, KCl, SrCl2, VCl3, CrCl3, TiCl4, ZrCl4, ThCl4, AcCl3, NpCl4, PuCl3, AmCl3, LaCl3, CeCl3, PrCl3 или NdCl3.

В другом примерном способе также обеспечивают определение параметра реактивности в ядерном топливе в виде расплава солей путем определения параметра реактивности в ядерном топливе в виде расплава солей, содержащим по меньшей мере 5 мольн. % UCl4.

В другом примерном способе также обеспечивают определение параметра реактивности в ядерном топливе в виде расплава солей путем определения параметра реактивности в ядерном топливе в виде расплава солей, имеющим концентрацию урана более 61 масс. %.

В другом примерном способе обеспечивают определение параметра реактивности в ядерном топливе в виде расплава солей путем определения параметра реактивности в ядерном топливе в виде расплава солей, имеющим температуру плавления от 330 до 800°С.

Пример быстрого ядерного реактора на расплавах солей включает активную зону реактора, содержащую впускное отверстие топлива и выпускное отверстие топлива, причем впускное отверстие топлива и выпускное отверстие топлива расположены для протекания ядерного топлива в виде расплава солей через активную зону реактора, и узел замены топлива в виде расплава солей, функционально соединенный с активной зоной реактора и выполненный для замены выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала для регулирования реактивности ядерного реактора на расплавах солей. Ядерное топливо в виде расплава солей содержит по меньшей мере делящийся материал. Сырьевой материал содержит по меньшей мере воспроизводящий материал.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют выбранный объем сырьевого материала, который по существу равен выбранному объему ядерного топлива в виде расплава солей.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют замененный выбранный объем ядерного топлива в виде расплава солей, которое содержит по меньшей мере продукты деления.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют по меньшей мере продукты деления, которые включают один или более лантанидов.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют замененный выбранный объем ядерного топлива в виде расплава солей, которое содержит соль-носитель.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют узел замены топлива в виде расплава солей, который содержит устройство перемещения использованного топлива, связанное по текучей среде с активной зоной реактора и выполненное для перемещения выбранного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны реактора в резервуар, и устройство подачи сырьевого топлива, связанное по текучей среде с активной зоной реактора и выполненное для перемещения выбранного объема сырьевого материала, содержащего по меньшей мере воспроизводящий материал, из источника сырьевого материала в активную зону реактора.

В другом примере быстрый ядерный реактор на расплавах солей также содержит регулятор, выполненный для селективного направления устройства перемещения использованного топлива на перемещение выбранного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны реактора в резервуар и для селективного направления устройства подачи сырьевого топлива на перемещение сырьевого материала, содержащего по меньшей мере воспроизводящий материал, из источника сырьевого материала в часть активной зоны реактора.

В другом примере быстрый ядерный реактор на расплавах солей реактор также содержит датчик параметра реактивности, выполненный для определения по меньшей мере одного параметра реактивности ядерного топлива в виде расплава солей, где датчик параметра реактивности связан с возможностью связи в регулятором.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют регулятор, выполненный для селективного направления устройства перемещения использованного топлива на перемещение выбранного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны реактора в резервуар и также выполненный для селективного направления устройства подачи сырьевого топлива на перемещение сырьевого материала, содержащего по меньшей мере воспроизводящий материал, из источника сырьевого материала в часть активной зоны реактора в ответ на по меньшей мере один определенный параметр реактивности ядерного топлива в виде расплава солей из датчика параметра реактивности.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют датчик параметра реактивности, который содержит по меньшей мере одно из: датчика деления, регистратора нейтронного потока, датчика интегрального потока нейтронов, датчика продуктов деления, датчика температуры, датчика давления или датчика мощности.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют резервуар, который содержит по меньшей мере один резервуар для хранения.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют резервуар, который содержит по меньшей мере один реактор на расплавах солей второго поколения.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют по меньшей мере воспроизводящий материал из сырьевого материала, который включает по меньшей мере одно воспроизводящее солевое топливо.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют по меньшей мере одно воспроизводящее солевое топливо, которое включает соль, содержащую по меньшей мере одно из обедненного урана, природного урана и тория.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют по меньшей мере одно воспроизводящее солевое топливо, которое включает соль, содержащую по меньшей мере один металл из использованного ядерного топлива.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей, которое содержит смесь по меньшей мере первого хлорида урана, второго хлорида урана и дополнительного хлорида металла.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют дополнительный хлорид металла, который включает по меньшей мере один из NaCl, MgCl2, CaCl2, BaCl2, KCl, SrCl2, VCl3, CrCl3, TiCl4, ZrCl4, ThCl4, AcCl3, NpCl4, PuCl3, AmCl3, LaCl3, CeCl3, PrCl3 или NdCl3.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют первый хлорид урана и/или второй хлорид урана, которые содержат одно из UCl4 и UCl3.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей, которое имеет состав 82UCl4-18UCl3.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей, которое имеет состав 17UCl3-71UCl4-12NaCl.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей, которое имеет состав 50UCl4-50NaCl.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей, которое имеет состав 34UCl3-66NaCl.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют смесь по меньшей мере из первого хлорида урана, второго хлорида урана и дополнительного хлорида металла, которая содержит по меньшей мере 5 мольн. % UCl4.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют смесь по меньшей мере из первого хлорида урана, второго хлорида урана и дополнительного хлорида металла, которая имеет концентрацию урана больше 61 масс. %.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют смесь по меньшей мере из первого хлорида урана, второго хлорида урана и дополнительного хлорида металла, которая имеет температуру плавления от 330 до 800°С.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей, которое содержит смесь по меньшей мере одного фторида урана и дополнительного фторида металла.

В другом примере быстрый ядерный реактор на расплавах солей также содержит устройство барботирования газа, выполненное для удаления инертного газа из ядерного топлива в виде расплава солей.

В другом примере быстрый ядерный реактор на расплавах солей также содержит фильтрующее устройство, выполненное для удаления благородного металла и/или полублагородного металла из ядерного топлива в виде расплава солей.

Примерный способ включает функционирование быстрого ядерного реактора на расплавах солей, содержащего ядерное топливо в виде расплава солей, и замену выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала для регулирования реактивности ядерного реактора на расплавах солей. Ядерное топливо в виде расплава солей содержит по меньшей мере делящийся материал. Сырьевой материал содержит по меньшей мере воспроизводящий материал.

В другом примерном способе также обеспечивают замену выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала путем замены выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала, равным по объему выбранному объему ядерного топлива в виде расплава солей.

В другом примерном способе также обеспечивают замену выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала путем замены выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей, содержащего по меньшей мере продукты деления, выбранным объемом сырьевого материала.

В другом примерном способе также обеспечивают замену выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей, содержащего по меньшей мере продукты деления, выбранным объемом сырьевого материала путем замены выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей, содержащего один или более лантанидов, выбранным объемом сырьевого материала.

В другом примерном способе также обеспечивают замену выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала путем замены выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей, содержащего соль-носитель, выбранным объемом сырьевого материала.

В другом примерном способе также обеспечивают замену выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала для регулирования реактивности ядерного реактора на расплавах солей путем замены выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала для поддержания реактивности ядерного топлива в виде расплава солей ядерного реактора на расплавах солей.

Другой примерный способ также включает измерение параметра реактивности ядерного топлива в виде расплава солей быстрого ядерного реактора на расплавах солей.

В другом примерном способе также обеспечивают замену выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала для регулирования реактивности ядерного реактора на расплавах солей путем замены, в ответ на измеренный параметр реактивности ядерного топлива в виде расплава солей, выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала для регулирования реактивности ядерного реактора на расплавах солей.

В другом примерном способе также обеспечивают измерение параметра реактивности ядерного топлива в виде расплава солей быстрого ядерного реактора на расплавах солей путем измерения по меньшей мере одного из: скорости образования нейтронов, скорости поглощения нейтронов, потока нейтронов, интегрального потока нейтронов, температуры, давления, мощности или скорости образования продуктов деления в ядерном топливе на расплавах солей быстрого ядерного реактора на расплавах солей.

В другом примерном способе также обеспечивают замену выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала для регулирования реактивности ядерного реактора на расплавах солей путем непрерывной замены выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала для регулирования реактивности ядерного реактора на расплавах солей.

В другом примерном способе также обеспечивают замену выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала для регулирования реактивности ядерного реактора на расплавах солей путем повторяющейся замены выбранного порционного объема ядерного топлива в виде расплава хлористых солей выбранным объемом сырьевого материала для регулирования реактивности ядерного реактора на расплавах солей.

В другом примерном способе также обеспечивают замену выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала для регулирования реактивности ядерного реактора на расплавах солей, причем ядерное топливо в виде расплава солей содержит по меньшей мере делящийся материал, сырьевой материал содержит по меньшей мере воспроизводящий материал, путем удаления выбранного объема ядерного топлива в виде расплава солей из быстрого ядерного реактора на расплавах солей, при этом удаленный выбранный объем ядерного топлива в виде расплава солей содержит по меньшей мере делящийся материал, и поставки выбранного объема сырьевого материала в быстрый ядерный реактор на расплавах солей, при этом поставленный выбранный объем сырьевого материала содержит по меньшей мере воспроизводящий материал.

В другом примерном способе также обеспечивают скорость поставки выбранного объема сырьевого материала, которую выбирают так, чтобы подогнать скорость добавления воспроизводящего материала в ядерный реактор на расплавах солей к скорости выгорания делящегося материала в ядерном реакторе на расплавах солей.

В другом примерном способе способу также предоставляют удаленный выбранный объем ядерного топлива в виде расплава солей, который дополнительно содержит по меньшей мере одно из продукта деления, воспроизводящего материала или соли-носителя.

В другом примерном способе также предоставляют по меньшей мере воспроизводящий материал из сырьевого материала, который включает по меньшей мере одно воспроизводящее солевое топливо.

В другом примерном способе также предоставляют по меньшей мере одно воспроизводящее солевое топливо, которое включает соль, содержащую по меньшей мере одно из обедненного урана, природного урана или тория.

В другом примерном способе также предоставляют по меньшей мере одно воспроизводящее солевое топливо, которое включает соль, содержащую по меньшей мере один металл из использованного ядерного топлива.

В другом примерном способе также предоставляют по меньшей мере одно воспроизводящее солевое топливо, которое поддерживает химический состав ядерного топлива в виде расплава солей.

Другой примерный способ также включает удаление инертного газа из ядерного топлива в виде расплава солей посредством способа барботирования газа.

Другой примерный способ также включает удаление благородного металла и/или полублагородного металла из ядерного топлива в виде расплава солей посредством осаждения.

Примерная система содержит по меньшей мере один ядерный реактор на расплавах солей первого поколения, содержащий ядерное топливо в виде расплава солей, по меньшей мере один ядерный реактор второго поколения и устройство перемещения расплавленной соли, выполненное для перемещения объема ядерного топлива в виде расплава солей из по меньшей мере одного ядерного реактора на расплавах солей первого поколения в по меньшей мере один ядерный реактор на расплавах солей второго поколения. Объем ядерного топлива в виде расплава солей содержит по меньшей мере делящийся материал, обогащенный в по меньшей мере одном ядерном реакторе на расплавах солей первого поколения.

В другой примерной системе также предоставляют объем ядерного топлива в виде расплава солей, содержащий по меньшей мере делящийся материал, который обогащен в по меньшей мере одном ядерном реакторе на расплавах солей первого поколения так, чтобы достичь критичности в по меньшей мере одном ядерном реакторе на расплавах солей второго поколения.

В другой примерной системе также предоставляют объем ядерного топлива в виде расплава солей, содержащий по меньшей мере делящийся материал, который обогащен в по меньшей мере одном ядерном реакторе на расплавах солей первого поколения так, чтобы достичь критичности в по меньшей мере одном ядерном реакторе на расплавах солей второго поколения без обогащения объема ядерного топлива в виде расплава соей в по меньшей мере одном ядерном реакторе на расплавах солей второго поколения.

В другой примерной системе также системе предоставляют функционирование по меньшей мере одного ядерного реактора на расплавах солей первого поколения для обогащения по меньшей мере части урана для выработки Pu-239 в по меньшей мере одном ядерном реакторе на расплавах солей первого поколения.

В другой примерной системе также предоставляют объем ядерного топлива в виде расплава солей, перемещенный из по меньшей мере одного ядерного реактора на расплавах солей первого поколения в по меньшей мере один ядерный реактор на расплавах солей второго поколения, который содержит Pu-239, выработанный в по меньшей мере одном ядерном реакторе на расплавах солей первого поколения.

В другой примерной системе также предоставляют устройство перемещения расплавленной соли, которое содержит систему удаления продуктов деления, выполненную для удаления одного или более продуктов деления из объема ядерного топлива в виде расплава солей из по меньшей мере одного ядерного реактора на расплавах солей первого поколения.

В другой примерной системе также предоставляют по меньшей мере один ядерный реактор на расплавах солей первого поколения, который включает множество ядерных реакторов на расплавах солей первого поколения.

В другой примерной системе также предоставляют по меньшей мере один ядерный реактор на расплавах солей второго поколения, который включает множество ядерных реакторов на расплавах солей второго поколения.

В другой примерной системе также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей по меньшей мере одного ядерного реактора на расплавах солей первого поколения, которое содержит смесь по меньшей мере двух из первого хлорида урана, второго хлорида урана или дополнительного хлорида металла.

В другой примерной системе также предоставляют дополнительный хлорид металла, который включает по меньшей мере один из NaCl, MgCl2, CaCl2, BaCl2, KCl, SrCl2, VCl3, CrCl3, TiCl4, ZrCl4, ThCl4, AcCl3, NpCl4, PuCl3, AmCl3, LaCl3, CeCl3, PrCl3 или NdCl3.

В другой примерной системе согласно любой предшествующей системе предоставляют первый хлорид урана и/или второй хлорид урана, которые включают по меньшей мере один из UCl4 и UCl3.

В другой примерной системе также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей, которое имеет состав 82UCl4-18UCl3.

В другой примерной системе также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей, которое имеет состав 17UCl3-71UCl4-12NaCl.

В другой примерной системе также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей, которое имеет состав 50UCl4-50NaCl.

В другой примерной системе также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей, которое имеет состав 34UCl3-66NaCl.

В другой примерной системе также предоставляют смесь по меньшей мере двух из первого хлорида урана, второго хлорида урана или дополнительного хлорида металла, которая содержит по меньшей мере 5 мольн. % UCl4.

В другой примерной системе также предоставляют смесь по меньшей мере двух из первого хлорида урана, второго хлорида урана или дополнительного хлорида металла, которая имеет концентрацию урана более 61 масс. %.

В другой примерной системе также предоставляют смесь по меньшей мере двух из первого хлорида урана, второго хлорида урана или дополнительного хлорида металла, которая имеет температуру плавления от 330 до 800°С.

В другой примерной системе также предоставляют ядерное топливо в виде расплава солей по меньшей мере одного ядерного реактора на расплавах солей первого поколения, которое содержит смесь по меньшей мере одного фторида урана и дополнительного фторида металла.

Примерный способ включает обогащение по меньшей мере части ядерного топлива в виде расплава солей в по меньшей мере одном ядерном реакторе на расплавах солей первого поколения, удаление объема обогащенного ядерного топлива в виде расплава солей из по меньшей мере одного ядерного реактора на расплавах солей первого поколения и поставку по меньшей мере части удаленного объема ядерного топлива в виде расплава солей из по меньшей мере одного ядерного реактора на расплавах солей первого поколения в по меньшей мере один ядерный реактор на расплавах солей второго поколения.

В другом примерном способе также обеспечивают обогащение по меньшей мере части ядерного топлива в виде расплава солей в по меньшей мере одном ядерном реакторе на расплавах солей первого поколения путем обогащения по меньшей мере части ядерного топлива в виде расплава солей в по меньшей мере одном ядерном реакторе на расплавах солей первого поколения, так чтобы достичь критичности в по меньшей мере одном ядерном реакторе на расплавах солей второго поколения.

В другом примерном способе также обеспечивают обогащение по меньшей мере части ядерного топлива в виде расплава солей в по меньшей мере одном ядерном реакторе на расплавах солей первого поколения, так чтобы достичь критичности в по меньшей мере одном ядерном реакторе на расплавах солей второго поколения, путем обогащения по меньшей мере части ядерного топлива в виде расплава солей в по меньшей мере одном ядерном реакторе на расплавах солей первого поколения, так чтобы достичь критичности в по меньшей мере одном ядерном реакторе на расплавах солей второго поколения без обогащения объема ядерного топлива в виде расплава солей в по меньшей мере одном ядерном реакторе на расплавах солей второго поколения.

В другом примерном способе также обеспечивают обогащение по меньшей мере части ядерного топлива в виде расплава солей в по меньшей мере одном ядерном реакторе на расплавах солей первого поколения путем обогащения по меньшей мере части урана в объеме ядерного топлива в виде расплава солей по меньшей мере одного ядерного реактора на расплавах солей первого поколения для выработки Pu-239.

В другом примерном способе также обеспечивают удаление одного или более продуктов деления из по меньшей мере части объема ядерного топлива в виде расплава солей, удаленного из по меньшей мере одного ядерного реактора на расплавах солей первого поколения.

В другом примерном способе также обеспечивают поставку по меньшей мере части удаленного объема ядерного топлива в виде расплава солей из по меньшей мере одного ядерного реактора на расплавах солей первого поколения в по меньшей мере один ядерный реактор на расплавах солей второго поколения путем поставки части удаленного объема ядерного топлива в виде расплава солей из по меньшей мере одного быстрого ядерного реактора на расплавах солей первого поколения в ядерный реактор на расплавах солей второго поколения и поставки по меньшей мере одной дополнительной части удаленного объема ядерного топлива в виде расплава солей из по меньшей мере одного быстрого ядерного реактора на расплавах солей первого поколения в по меньшей мере один дополнительный ядерный реактор на расплавах солей второго поколения.

В другом примерном способе также обеспечивают удаление объема обогащенного ядерного топлива в виде расплава солей из по меньшей мере одного ядерного реактора на расплавах солей первого поколения путем удаления объема обогащенного ядерного топлива в виде расплава солей из по меньшей мере одного ядерного реактора на расплавах солей первого поколения для регулирования реактивности по меньшей мере одного ядерного реактора на расплавах солей первого поколения.

В другом примерном способе также обеспечивают удаление объема обогащенного ядерного топлива в виде расплава солей из по меньшей мере одного ядерного реактора на расплавах солей первого поколения путем непрерывного удаления объема обогащенного ядерного топлива в виде расплава солей из по меньшей мере одного ядерного реактора на расплавах солей первого поколения.

В другом примерном способе также обеспечивают удаление объема обогащенного ядерного топлива в виде расплава солей из по меньшей мере одного ядерного реактора на расплавах солей первого поколения путем повторяющегося удаления выбранной порции объема обогащенного ядерного топлива в виде расплава солей из по меньшей мере одного ядерного реактора на расплавах солей первого поколения.

Другой примерный способ также включает поставку выбранного объема сырьевого материала в по меньшей мере один ядерный реактор на расплавах солей первого поколения, причем сырьевой материал содержит по меньшей мере воспроизводящий материал.

В другом примерном способе также предоставляют по меньшей мере воспроизводящий материал из сырьевого материала, который включает по меньшей мере одно воспроизводящее солевое топливо.

В другом примерном способе также предоставляют по меньшей мере одно воспроизводящее солевое топливо, которое включает соль, содержащую обедненный уран и/или природный уран и/или торий.

В другом примерном способе также предоставляют по меньшей мере одно воспроизводящее солевое топливо, которое включает соль, содержащую по меньшей мере один металл из использованного ядерного топлива.

В другом примерном способе также предоставляют по меньшей мере одно воспроизводящее солевое топливо, которое поддерживает химический со став ядерного топлива в виде расплава солей. Другой примерный способ включает поставку выбранного объема сырьевого материала в по меньшей мере один ядерный реактор на расплавах солей второго поколения, причем сырьевой материал содержит по меньшей мере воспроизводящий материал.

Примерный быстрый ядерный реактор на расплавах солей содержит активную зону реактора, содержащую впускное отверстие топлива и выпускное отверстие топлива. Впускное отверстие топлива и выпускное отверстие топлива расположены для протекания ядерного топлива в виде расплавов хлористых солей через активную зону реактора. Ядерное топливо в виде расплавов хлористых солей содержит смесь UCl4 и дополнительной хлористой соли урана и/или дополнительной хлористой соли металла, причем смесь UCl4 и по меньшей мере одной дополнительной хлористой соли металла имеет содержание UCl4 более 5 мольн. %.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют концентрацию урана в смеси UCl4 и по меньшей мере одной дополнительной хлористой соли металла, которая больше 61 масс. %.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют дополнительную хлористую соль урана, которая включает UCl3.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют смесь UCl4 и по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла, которая имеет состав 82UCl4-18UCl3.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют смесь UCl4 и по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла, которая имеет состав 17UCl3-71UCl4-12NaCl.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют смесь UCl4 и по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла, которая имеет состав 50UCl4-50NaCl.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют смесь UCl4 и по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла, которая имеет концентрацию дополнительной хлористой соли металла на уровне или ниже концентрации осаждения для дополнительной хлористой соли металла.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют смесь UCl4 и по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла, которая имеет температуру плавления ниже 800°С.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют выбранную температуру плавления, которая выше 330°С.

В другом примере быстрого ядерного реактора на расплавах солей реактору также предоставляют режим воспроизводства и выгорания, который устанавливают в ядерном топливе в виде расплава хлористых солей с помощью ураново-плутониевого цикла.

Примерный способ обеспечения топливом быстрого ядерного реактора на расплавах солей включает предоставление объема UCl4, предоставление объема по меньшей мере одной из дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла, смешивание объема UCl4 с объемом по меньшей мере одной дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла с образованием ядерного топлива в виде расплава хлористых солей, имеющего содержание UCl4 более 5 мольн. %, и поставку ядерного топлива в виде расплава хлористых солей, имеющего содержание UCl4 более 5 мольн. %, в по меньшей мере активную зону быстрого ядерного реактора на расплавах солей.

В другом примерном способе также предоставляют объем по меньшей мере одной дополнительной хлористой соли урана или дополнительной хлористой соли металла путем предоставления объема UCl3.

В другом примерном способе также предоставляют хлор в UCl4, который обогащен хлором-37.

В другом примерном способе также предоставляют хлор в соли, который обогащен до по меньшей мере 75% хлора-37.

В приведенных выше технических описаниях, примерах и данных предоставляют полное описание структуры и применения примерных воплощений изобретения. Так как многие воплощения изобретения можно выполнить не отклоняясь от сущности и объема изобретения, изобретение содержится в формуле изобретения, приложенной ниже. Более того, структурные признаки различных воплощений можно объединять в еще одно воплощение, не отклоняясь от изложенной формулы изобретения.

1. Реактор на расплавах солей, содержащий

активную зону ядерного реактора, выполненную для содержания реакции ядерного деления, работающей на топливе в виде расплава солей, и

связанную с активной зоной ядерного реактора систему регулирования топлива в виде расплава солей, где система регулирования топлива в виде расплава солей выполнена для удаления выбранного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора для поддержания параметра, характеризующего реактивность реактора на расплавах солей, в выбранном интервале номинальной реактивности,

в котором система регулирования топлива в виде расплава солей содержит систему замены топлива в виде расплава солей, соединенную по текучей среде с активной зоной ядерного реактора и выполненную для замены выбранного объема топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала, содержащего смесь выбранного воспроизводящего материала и соли-носителя.

2. Реактор на расплавах солей по п.1, в котором система замены топлива в виде расплава солей содержит устройство подачи сырьевого топлива, выполненное для перемещения сырьевого материала в активную зону ядерного реактора.

3. Реактор на расплавах солей по п.1, в котором система замены топлива в виде расплава солей содержит устройство подачи сырьевого топлива, выполненное для перемещения выбранного объема сырьевого материала в активную зону ядерного реактора.

4. Реактор на расплавах солей по п.1, в котором система замены топлива в виде расплава солей содержит устройство подачи сырьевого топлива, выполненное для перемещения выбранного состава сырьевого материала в активную зону ядерного реактора.

5. Реактор на расплавах солей по п.1, в котором система замены топлива в виде расплава солей содержит устройство перемещения использованного топлива, выполненное для перемещения выбранного объема топлива в виде расплава солей в виде использованного топлива из активной зоны ядерного реактора.

6. Реактор на расплавах солей по п.1, в котором система замены топлива в виде расплава солей выполнена для перемещения в параллельном потоке выбранного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора и сырьевого материала в активную зону ядерного реактора.

7. Реактор на расплавах солей по п.1, в котором система замены топлива в виде расплава солей регулирует реактивность реакции ядерного деления путем замены сырьевым материалом выбранного объема топлива в виде расплава солей в активной зоне ядерного реактора.

8. Реактор на расплавах солей по п.1, в котором система замены топлива в виде расплава солей регулирует состав топлива в виде расплава солей в реакции ядерного деления путем замены сырьевым материалом выбранного объема топлива в виде расплава солей в активной зоне ядерного реактора.

9. Реактор на расплавах солей по п.1, в котором реактор на расплавах солей является быстрым реактором ядерного деления и топливо в виде расплава солей содержит хлористую соль.

10. Реактор на расплавах солей по п.9, в котором система замены топлива в виде расплава солей регулирует состав UCl3-UCl4-NaCl в реакции ядерного быстрого деления путем замены сырьевым материалом выбранного объема топлива в виде расплава солей в активной зоне ядерного реактора.

11. Реактор на расплавах солей по п.1, в котором система замены топлива в виде расплава солей выполнена для повторяющейся замены выбранного объема топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала для поддержания параметра, характеризующего реактивность реактора на расплавах солей, в выбранном интервале номинальной реактивности во времени.

12. Реактор на расплавах солей по п. 1, дополнительно содержащий:

датчик параметра реактивности, расположенный вблизи активной зоны ядерного реактора и выполненный для контроля одного или более параметров, характеризующих реактивность активной зоны ядерного реактора, и

регулятор, соединенный с возможностью связи с датчиком параметра реактивности, для получения одного или более параметров, характеризующих реактивность активной зоны ядерного реактора, выполненный для регулирования замены выбранного объема топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала, содержащего смесь выбранного воспроизводящего материала и соли-носителя, на основе одного или более параметров.

13. Реактор на расплавах солей по п.1, в котором система регулирования топлива в виде расплава солей дополнительно содержит систему регулирования объемного вытеснения, имеющую один или более узлов объемного вытеснения, выполненных с возможностью введения в активную зону ядерного реактора, причем каждый узел объемного вытеснения выполнен для объемного вытеснения выбранного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора при введении в активную зону ядерного реактора.

14. Реактор на расплавах солей по п.1, в котором система регулирования топлива в виде расплава солей содержит систему регулирования объемного вытеснения, имеющую одно или более тел объемного вытеснения, выполненных с возможностью введения в активную зону ядерного реактора, причем каждое тело объемного вытеснения выполнено для объемного вытеснения выбранного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора при введении в активную зону ядерного реактора.

15. Реактор на расплавах солей по п.1, в котором система регулирования топлива в виде расплава солей дополнительно содержит систему регулирования объемного вытеснения, имеющую одно или более тел объемного вытеснения, выполненных с возможностью введения в активную зону ядерного реактора, причем каждое тело объемного вытеснения выполнено для объемного вытеснения выбранного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора при введении в активную зону ядерного реактора, при этом система регулирования объемного вытеснения дополнительно содержит систему перелива топлива в виде расплава солей, выполненную для перемещения топлива в виде расплава солей, которое вытесняется телом объемного вытеснения выше допустимого уровня заполнения активной зоны ядерного реактора.

16. Реактор на расплавах солей по п.1, в котором система регулирования топлива в виде расплава солей дополнительно содержит систему регулирования объемного вытеснения, имеющую одно или более тел объемного вытеснения, выполненных с возможностью введения в активную зону ядерного реактора, причем каждое тело объемного вытеснения выполнено для объемного вытеснения выбранного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора при введении в активную зону ядерного реактора, при этом система регулирования объемного вытеснения выполнена с возможностью введения на множество глубин введения в активную зону ядерного реактора для поддержания параметра, характеризующего реактивность реактора на расплавах солей, в выбранном интервале расчетной реактивности во времени.

17. Способ замены топлива в виде расплава солей в ядерном реакторе, включающий:

поддержание реакции ядерного деления, работающей на топливе в виде расплава солей, в активной зоне ядерного реактора,

удаление выбранного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора для поддержания параметра, характеризующего реактивность реактора на расплавах солей, в выбранном интервале номинальной реактивности, и

замену выбранного объема топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала, содержащего смесь выбранного воспроизводящего материала и соли-носителя.

18. Способ по п.17, в котором стадия замены включает перемещение сырьевого материала в активную зону ядерного реактора.

19. Способ по п.17, в котором стадия замены включает перемещение выбранного объема сырьевого материала в активную зону ядерного реактора.

20. Способ по п.17, в котором стадия замены включает перемещение выбранного состава сырьевого материала в активную зону ядерного реактора.

21. Способ по п.17, в котором стадия замены включает регулирование реактивности активной зоны ядерного реактора на основе выбранного объема сырьевого материала.

22. Способ по п.17, в котором стадия замены включает регулирование состава топлива в виде расплава солей, обеспечивающего топливом реакцию ядерного деления в активной зоне ядерного реактора, на основе выбранного состава сырьевого материала.

23. Способ по п.17, в котором стадия замены включает регулирование состава UCl3-UCl4-NaCl, обеспечивающего топливом реакцию ядерного деления в активной зоне ядерного реактора, на основе выбранного состава сырьевого материала.

24. Способ по п.17, дополнительно включающий:

контролирование выполнения режима замены топлива в виде расплава солей, и

регулирование замены выбранного объема топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала, содержащего смесь выбранного воспроизводящего материала и соли-носителя, в ответ на выполнение режима замены.

25. Способ по п.17, дополнительно включающий:

контролирование одного или более параметров реактивности, характеризующих реактивность активной зоны ядерного реактора, и регулирование замены выбранного объема топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала, содержащего смесь выбранного воспроизводящего материала и соли-носителя, на основе одного или более параметров реактивности.

26. Способ по п.17, дополнительно включающий:

контролирование одного или более параметров состава, характеризующих состав топлива в виде расплава солей активной зоны ядерного реактора, и

регулирование замены выбранного объема топлива в виде расплава солей выбранным объемом сырьевого материала, содержащего смесь выбранного воспроизводящего материала и соли-носителя, на основе одного или более параметров состава.

27. Способ по п.17, в котором стадия удаления включает объемное вытеснение выбранного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора путем введения одного или более тел объемного вытеснения в топливо в виде расплава солей в активной зоне ядерного реактора.

28. Способ по п.27, в котором стадия удаления включает перемещение вытесненного объемным вытеснением объема топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора посредством системы перелива топлива в виде расплава солей, когда вытесненный объемным вытеснением объем топлива в виде расплава солей вытесняют с помощью тела объемного вытеснения выше допустимого уровня заполнения активной зоны ядерного реактора.

29. Способ по п.27, в котором каждое тело объемного вытеснения выполнено для объемного вытеснения выбранного объема топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора при введении в активную зону ядерного реактора, причем система регулирования объемного вытеснения выполнена с возможностью введения на множество глубин введения в активную зону ядерного реактора для поддержания параметра, характеризующего реактивность реактора на расплавах солей, в выбранном интервале номинальной реактивности во времени.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к системам производства изотопов. Система производства изотопов содержит: ускоритель частиц, выполненный с возможностью генерирования пучка частиц, сборку-мишень, содержащую корпус, имеющий технологическую камеру и резонатор, который расположен смежно с технологической камерой.

Изобретение относится к системе и способу использования ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем. Система с ядерным реактором на быстрых нейтронах включает реактор с бассейном реактора.

Изобретение относится к ядерному реактору (1), в частности к реактору с жидкометаллическим охлаждением. Реактор содержит разделяющую конструкцию (5) между горячим коллектором (6) и холодным коллектором (7), сужающуюся на верхнем участке (16) для размещения коллекторов тепловыделяющих сборок и расширяющуюся в нижнем элементе (14) у активной части (4) активной зоны реактора.

Изобретение относится к спеченной мишени из оксида редкоземельного металла для получения радиоизотопа в трубе для контрольно-измерительной аппаратуры энергетического ядерного реактора.

Изобретение относится к модульному ядерному реактору малой мощности на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Реактор содержит корпус с крышкой, с расположенными внутри него активной зоной, теплообменниками промежуточного контура, циркуляционными насосами с напорным коллектором, системой СУЗ, при этом корпус выполнен с двойными стенками с внутренней газовой полостью, с установленными в верхней части внутренней стенки корпуса плавками вставками, а наружная стенка корпуса выполнена с оребрением.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть применено для демонтажа графитовой кладки при выводе из эксплуатации ядерного реактора. Способ выполнения технологического проема для осуществления демонтажа графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора включает вырезку отверстий в верхней и нижней плитах верхней биологической защиты ядерного реактора с освобождением от засыпки выбранного для проема района.

Изобретение относится к конструкции энергетических гетерогенных канальных реакторов на тепловых нейтронах. Активная зона реактора состоит из технологических каналов с ядерным топливом, теплоносителем и слоем теплоизолирующего материала, прилегающим к внутренней поверхности трубы технологического канала, расположен комбинированный замедлитель, состоящий из слоев твердых компонентов.

Изобретение относится к малогабаритной системе генерации ядерной энергии. Предусмотрена система управления в режиме следования за нагрузкой.

Изобретение относится к получению технеция-99m из молибдена-100 с использованием ускорителей, таких как циклотроны. Пластина-мишень для производства технеция-99m посредством ее облучения протонами содержит верхнюю поверхность, на которую наносят покрытие из порошкового молибдена-100 путем электрофоретического осаждения, и нижнюю поверхность, в которой выполнен канал для протекающего по нему потока охладителя, при этом пластина-мишень содержит переходный металл.

Изобретение относится к способу эксплуатации водо-водяных ядерных реакторов (ВВЭР) в ториевом топливном цикле (235Uα238Uβ232Th1-α-β))O2, обеспечивающем наработку активных изотопов урана 233U, 235U, 239Pu и 241Pu с выходом на замкнутый торий-уран-плутониевый топливный цикл равновесного изотопного состава с регулированием работы реактора путем изменения спектра нейтронов.

Изобретение относится к реактору на расплавах солей. Реактор содержит активную зону ядерного реактора для поддержания реакции ядерного деления, работающую на топливе в виде расплава солей. Система регулирования топлива в виде расплава солей удаляет объем топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора для поддержания параметра реактивности в интервале расчетной реактивности. Система регулирования топлива в виде расплава солей содержит систему замены топлива в виде расплава солей, которая соединена по текучей среде с активной зоной ядерного реактора и заменяет объем топлива в виде расплава солей объемом сырьевого материала, содержащего смесь выбранного воспроизводящего материала и соли-носителя. Система регулирования топлива в виде расплава солей может содержать систему регулирования объемного вытеснения, содержащую одно или более тел объемного вытеснения, вводимых в активную зону ядерного реактора. Каждое тело объемного вытеснения может удалять объем топлива в виде расплава солей из активной зоны ядерного реактора, например, через систему перелива. Техническим результатом является стабилизация реакции деления за счет регулирования количества и состава расплава солей, в частности, без добавления сырьевого материала и без удаления лантанидов, а также возможность уменьшения количества ядерных отходов, остающихся после окончания реакции ядерного деления. 2 н. и 27 з.п. ф-лы, 15 ил.

Наверх