增强型中子系统的制作方法

增强型中子系统的制作方法
【专利摘要】多个说明性实施例提供了裂变反应堆的运行方式(包括反应堆内的材料的移动)，以及对这些核裂变反应堆的运行方式的模拟。说明性实施例和方面包括但不限于：核裂变反应堆和反应堆模块，包括模块化核裂变反应堆和反应堆模块、核裂变爆燃波反应堆和反应堆模块、模块化核裂变爆燃波反应堆和模块；运行核反应堆和模块(包括前面提及的那些)的方法；模拟运行核反应堆和模块(包括前面提及的那些)的方法等等。
【专利说明】增强型中子系统
[0001]如果在本申请的提交日期之前已提交申请数据页(ADS)，那么该申请数据页通过引用结合在此。根据美国法典第35篇第119条、120条、121条或365条(c)款要求该ADS的优先权的任何申请，以及此类申请的任何和所有上一代申请、上两代申请、上三代申请等也通过引用结合在此，包括这些申请中所作出的任何优先权要求以及通过引用结合的任何材料，直至此类主题不会与此相矛盾。
相关申请的交叉引用
[0002]本申请涉及和/或要求以下所列申请(多个)的最早可用有效提交日期(多个)的权益(“优先权申请”)，如果有的话，以下列出(例如，要求针对除了临时专利申请的最早可用 优先权日:期，或者根据美国法典第35篇第119条(e)款要求针对临时专利申请、针对该(一个或多个)优先权申请的任何和所有上一代申请、上两代申请、上三代申请等申请的的权益)。另外，本申请涉及“相关申请”，如果有的话，下面列出。
优先权申请:
[0003]出于USPTO法外要求的目的，本申请要求于2011年11月18日提交的发明人为杰西.R.奇塔姆II1、罗伯特.C.彼得洛斯基、尼古拉斯.W.途安、查尔斯.惠特默的题为“增强型中子系统(ENHANCED NEUTRONICS SYSTEMS) ”的美国临时专利申请号61/629，430的优先权的权益，该申请是在本申请的提交日期之前十二个月内提交的，或者该申请是目iu共同待决申请的有权孚有提交日期的权益的申请。
相关申请:
[0004]无
[0005]美国专利局(USPTO)已发布公告，大意是=USPTO的计算机程序要求专利 申请人:在引用序列号的同时还需要表明一项申请是否为一项上一代申请的继续申请、部分继续申请或分案申请。斯蒂芬.G.库宁，先前提交的申请的权益，USPTO官方公报，2003年3月18日。USPTO进一步提供了用于申请数据页的表格，该表格允许自动加载参考文献数据，但要求确定各申请是一项上一代申请的继续申请、部分继续申请还是分案申请。本 申请人:实体(下文称为“ 申请人:”)已在上面提供对一项或多项申请(从该(一个或多个)申请要求优先权)的特定引用，如以法规所陈述。 申请人:明白，法规在其特定引用语言方面是明确的，并且对于要求美国专利申请的优先权并不要求序列号抑或任何表征，如“继续”或“部分继续”。尽管有前述内容， 申请人:明白，USPTO的计算机程序具有一定数据录入要求，并且因此 申请人:已经提供本申请与如上面和在提交于此申请中的任何ADS中的其(一个或多个)上一代申请之间的关系的(一种或多种)指定，但明确指出，此(一种或多种)指定不应以任何方式解释为对本申请除了其(一个或多个)上一代申请的主题之外是否还包含任何新主题的任何类型的评论和/或承认。
[0006]如果上面提供的申请列表与通过ADS提供的列表不一致，那么 申请人:意在要求出现在该ADS的优先权申请部分中的各申请的优先权，并且要求出现在此申请的优先权申请部分中的各申请的优先权。
[0007]优先权申请和相关申请的所有主题，以及优先权申请和相关申请的任何和所有上一代申请、上二代申请、上三代申请等的所有主题，包括任何优先权要求，均通过引用结合在此，直至此类主题不会与此相矛盾。
进旦冃月^
[0008]本申请涉及核裂变反应堆以及与其有关的系统、应用程序以及设备。
概述
[0009]说明性实施例提供了核裂变反应堆的运行以及与其的接口(包括模拟)。说明性实施例和方面包括但不限于:核反应堆建模接口和建模系统，这种建模接口和建模系统被配置成用于模拟各种核裂变反应堆和反应堆模块的运行，这些核裂变反应堆和反应堆模块包括模块化核裂变反应堆和反应堆模块、核裂变爆燃波反应堆和反应堆模块、模块化核裂变爆燃波反应堆和模块；运行核反应堆和模块(包括前面提及的那些)的方法；模拟运行核反应堆和模块(包括前面提及的那些)的方法等等。
[0010]前述概述仅仅是说明性的，并且并不意图以任意方式作为限制。除了上文描述的说明性方面、实施例以及特征之外，通过参考图示以及以下详细描述将明了另外的方面、实施例以及特征。
附图简要说明
[0011]结合在此并形成说明书的一部分的附图示出本发明的主题，并且与本说明书一起进一步用于解释所要求保护的主题的原理，并且用于使相关领域的普通技术人员能够制造和使用所要求保护的主题。
[0012]图1A示意性地示出一种示例性核裂变反应堆；
[0013]图1B是一种说明性的模块化核裂变爆燃波反应堆的示意形式的透视图；
[0014]图1C示意性地示出示例性流体冷却；
[0015]图2A和图2B示意性地示出示例性核裂变燃料组件；
[0016]图3示意性示出示例性非连续核裂变燃料材料；
[0017]图4示意性地示出一种示例性的模块化核裂变燃料芯；
[0018]图5A和图5B示意性地示出示例性的影响中子的结构；
[0019]图6A和图6B示意性地示出物质的示例性核辐射和移动；
[0020]图7A至图7C示意性地示出对核反应性的示例性温度控制；
[0021]图8A至图8C示意性地示出示例性栅元(cell)和栅元组；
[0022]图9示出示例性裂变产额曲线；
[0023]图10示意性地示出一种示例性反应堆控制系统；并且
[0024]图11至图22是用于模拟和/或控制核反应堆的相关联示例性方法的流程图。
[0025]图23示意性地示出一种核反应堆建模系统。
[0026]图24A示意性地示出一种示例性建模接口的类结构。
[0027]图24B示意性地示出一种示例性组件结构。
[0028]图24C示意性地示出一种示例性块状结构。
[0029]图25示出一种示例性输入建模数据文件。
[0030]图26示出一种示例性输入图形用户界面。
[0031]图27示出一种示例性输出图形用户界面。
[0032]图28和图29示出示例性方法。
[0033]现在将参照附图对所披露的实施例进行描述。在附图中，相似参考号可以指代相同或类似元件。此外，参考号最左边的(一个或多个)数字可以标识该参考号首次出现的附图。
详细说明简介
[0034]在以下详细描述中，参考了这些组成本文的一部分的附图。在附图中，一般而言，类似符号标识类似组件，除非上下文另外规定。在详细说明、附图、以及权利要求中所描述的这些示意性实施例并不旨在进行限制。在不脱离在此呈现的主题精神或范围的情况下，可以采用其他实施例，并且可做出其他改动。
[0035]应了解，详细说明部分而不是发明概述和摘要部分旨在用于解释权利要求书。概述和摘要部分可以阐明一个或多个但非所有示例性实施例，并且因此并不旨在以任何方式限制所要求保护的主题和所附权利要求书。
[0036]虽然对特定配置和安排进行了论述，但应理解，这仅出于说明目的来进行。相关领域的普通技术人员将认识到，在不脱离所要求保护的主题的精神和范围的情况下，可以使用其他配置和安排。相关领域的普通技术人员将明白，所要求保护的主题还可以用于各种其他应用。所要求保护的主题的范围不限于所披露的实施例。所要求保护的主题由所附权利要求书限定。
[0037]对“一个实施例”、“实施例”、“此实施例”、“示例实施例”等的引用表明:所描述的实施例可以包括一个特定的特征、结构或特性，但可能并非每一个实施例都包括该特定特征、结构或特性。另外，此类短语不一定指代同一实施例。另外，当结合一个实施例描述一个具体特征、结构或特性时，应理解，无论是否明确描述，结合其他实施方案来实现这种特征、结构或特性是在本领域的普通技术人员的知识范围内。
[0038]在一些情况下，一个或多个组件在此可以称为“被配置成用于”、“可配置成用于”、“可操作来/可操作用于”、“被适配成/可适配成”、“能够”、“可适型/被适型成用于”等。本领域的普通技术人员将认识到，此类术语(例如“被配置成用于”)通常可以涵盖活动状态组件和/或不活动状态组件和/或待机状态组件，除非上下文另外要求。
[0039]本领域的普通技术人员将认识到，先有技术已发展到在系统的多个方面的硬件、软件和/或固件实现之间几乎不存在区别的程度；硬件、软件和/或固件的使用一般来说(但不总是如此，这是因为在某些情况下，硬件与软件之间的选择可能变得是重要的)是表示成本对效率折中的一个设计选择。本领域的普通技术人员将认识到，存在各种载体(例如，硬件、软件和/或固件)，在此所描述的过程和/或系统和/或其他技术会受到这些载体的影响，并且优选的载体会随其中部署了这些过程和/或系统和/或其他技术的环境而变化。例如，如果执行者确定速度和准确度是最重要的，那么该执行者可以选择一个主要的硬件和/或固件载体；可替代地，如果灵活性是最重要的，那么该执行者可以选择一个主要的软件实现方式；或再次可替代地，该执行者可以选择硬件、软件和/或固件的某些组合。因此，存在若干可能的载体，在此所描述的过程和/或装置和/或其他技术可能会通过这些载体来进行，它们中的任意一个都不在本质上优于另一个，这是因为任何有待利用的载体都是取决于以下的一个选择:载体将被部署的环境以及执行者的具体关注点(例如，速度、灵活性或可预测性)，它们中的任一个都可能发生变化。本领域的普通技术人员将认识到，实现方式的多个光学方面将典型地使用光学定向的硬件、软件和或固件。
[0040]前述详细描述已经通过使用框图、流程图和/或示例陈述了装置和/或过程的各种实施例。到此为止，这些框图、流程图和/或示例含有一个或多个功能和/或操作，本领域的普通技术人员将认识到，这些框图、流程图或示例中的每一个功能和/或操作都可以通过广泛范围的硬件、软件、固件或几乎其任何组合来单独地和/或共同地实现。在一个实施例中，本文描述的主题的若干部分可以经由专用集成电路(ASIC)、现场可编程门阵列(FPGA)、数字信号处理器(DSP)或其他集成的形式来实施。然而，本领域的普通技术人员将认识到，在此披露的实施例的一些方面的整体或一部分可以等效地在集成电路中实施为在一个或多个计算机上运行的一个或多个计算机程序(例如，在一个或多个计算机系统上运行的一个或多个程序)、在一个或多个处理器上运行的一个或多个程序(例如，在一个或多个微处理器上运行的一个或多个程序)、作为固件、或作为以上各项的几乎任何组合，并且根据本发明披露内容，设计电路系统和/或编写软件和或固件的代码将属于本领域的普通技术人员的技能之内。另外，本领域的普通技术人员将认识到，在此所描述的主题的机制能够以多种形式作为程序产品来发布，并且在此所描述的主题的说明性实施例都适用，而不考虑用来实际上进行该发布的信号承载介质的具体类型。信号承载介质的示例包括但不限于以下各项:可记录类型的介质，如软盘、硬盘驱动器、压缩光盘(CD)、数字视频盘(DVD)、数字磁带、计算机存储器等等；和传输类型的介质，如数字和/或模拟通信介质(例如，光纤缆线、波导、有线通信链路、无线通信链路(例如，发送器、接收器、发送逻辑、接收逻辑等)等）。
[0041]通过概览的方式，说明性实施例提供了核裂变反应堆，以及用于核裂变反应堆的运行和模拟的设备和方法 。说明性实施例和方面包括但不限于:核裂变反应堆和反应堆模块，包括模块化核裂变反应堆和反应堆模块、核裂变爆燃波反应堆和反应堆模块、模块化核裂变爆燃波反应堆和模块；运行核反应堆和模块(包括前面提及的那些)的方法；模拟运行核反应堆和模块(包括前面提及的那些)的方法等等。
[0042]仍通过概览的方式并且参照图1A，将通过说明而非限制的方式对一个说明性核裂变反应堆10进行论述。核裂变反应堆10可以是但不限于核裂变爆燃波反应堆。反应堆10合适地包括布置在一个反应堆容器12内的一个核反应堆芯100，以及具有一个或多个反应堆冷却剂回路14的一个反应堆冷却剂系统。
[0043]反应堆可以是包括一个或多个核反应堆模块的一种模块化设计，参见例如图1B中所示的一个示例性模块化反应堆50。每个反应堆模块12可以是经由一个反应堆冷却剂系统56可操作地联接成与至少一个散热器58处于流体连通。因此，可以认为每个核反应堆模块本身是一个完整、独立的核反应堆系统。一个核反应堆模块可以与至少一个其他相邻反应堆模块中子地耦合。因此，相邻的核反应堆模块可以中子地形成整体，但是在物理上却彼此分开。
[0044]为了提供对如反应堆10和反应堆50等反应堆的控制和模拟的理解，首先将通过非限制性示例的方式阐述说明性的芯核子学。构想了许多反应堆实施例，而这些非限制性示例中的若干个在以下专利申请中进行了阐明:于2008年2月12日提交的发明人为阿尔菲尔德、查尔斯.E.、吉尔兰德、约翰.罗杰斯、海德、罗德里克.A.、石川、穆里尔.Y.、麦卡里斯、大卫.G.、梅尔沃德、南森.P.、惠特默、查尔斯以及伍德、洛厄尔.L.的题为“模块化核裂变反应堆(MODULAR NUCLEAR FISS1N REACTOR) ”的美国专利申请序列号12/069，907 ;于2006年11月28日提交的发明人为罗德里克.A.海德、穆里尔.Y.石川、南森.P.梅尔沃德以及洛厄尔.L.伍德、JR.的题为“用于长期运行的自动化核电反应堆(AUTOMATED NUCLEAR POWER REACTOR FOR LONG-TERM OPERAT1N) ”的美国专利申请序列号11/605，943 ;于2006年11月28日提交的发明人为罗德里克.A.海德、穆里尔.Y.石川、南森.P.梅尔沃德以及洛厄尔.L.伍德、JR.的题为“用于在核反应堆中提供燃料的方法和系统(METHOD AND SYSTEM FOR PROVIDING FUEL IN A NUCLEAR REACTOR) ” 的美国专利申请序列号11/605，848 ；以及于2006年11月28日提交的发明人为罗德里克.Α.海德、穆里尔.Y.石川、南森.P.梅尔沃德以及洛厄尔.L.伍德、JR.的题为“核反应堆的可控长期运行(CONTROLLABLE LONG TERM OPERAT1N OF A NUCLEAR REACTOR) ” 的美国专利申请序列号11/605，933，这些专利申请的全部内容通过引用以其整体结合在此。然后，将对关于反应堆的若干说明性实施例和方面的细节进行阐述。
考虑事项
[0045]在论述如反应堆10和反应堆50等反应堆的细节之前，将通过概览但不应被解释为限制的方式给出反应堆实施例背后的一些考虑事项。一些反应堆实施例解决了许多下面论述的考虑事项。另一方面，一些其他反应堆实施例可以解决这些考虑事项中的一个或选定的一些，并且无需适应所有下面所论述的考虑事项。
[0046]设想用于反应堆实施例中的某些核裂变燃料通常是广泛可获得的，如但不限于铀(天然的、贫化的或富集的)、钍、钚，或甚至以前燃烧过的核裂变燃料组件。另外，可以在反应堆的实施例中使用不那么广泛可获得的核裂变燃料，如但不限于其他锕系元素或其同位素。虽然一些反应堆实施例考虑以全功率或全功率的一部分在持续近似约1/3世纪至约1/2世纪或更长的量级上长期运行，但一些反应堆实施例的方面并不考虑核燃料补给。然而，其他反应堆实施例考虑了核燃料补给。在一些情况下，实施例可以考虑在寿命结束时就地掩埋。核燃料补给可能在停堆期和/或通电运行过程中发生。在一些情况下，还考虑到，可以避免核裂变燃料再处理，从而减少转移用于军事用途的可能性和其他问题。
[0047]一些反应堆实施例可以位于地下，从而解决进入生物圈中的大的、突然的放射性释放和小的、稳态的放射性释放。一些实施例可能必需使操作者控制最小化，从而尽可能可行地使得这些实施例自动化。在一些实施例中，考虑到一种以生命周期为导向的设计，其中这些实施例可以从启动运行到寿命结束时停堆。在一些生命周期导向的设计中，实施例可以用大致完全自动的方式来运行。一些实施例适合于模块化构造。最后，一些实施例可以根据高功率密度或根据对应于如燃耗标准、功率需求、中子通量考虑事项以及其他参数等各种设计考虑事项的选定功率密度来设计。
[0048]在运行过程中，反应堆中、尤其是反应堆芯区域中的材料(例如，元素和元素的同位素)随时间发生变化。例如，燃料原子裂变成裂变产物。燃料、结构材料、中子吸收材料(裂变产物毒物或有意插入到反应堆中的中子吸收材料)等的原子可以吸收中子并变成其他同位素或元素。可通过设计以及反应堆控制在短期和长期两方面将这些变化考虑在内。在整个堆芯内移动材料的能力可以增加反应堆的有效寿命。
[0049]各种反应堆实施例的一些特征是由上面考虑事项中的一些造成。例如，同时满足在不停堆进行核燃料补给的情况下实现以全功率运行1/3-1/2世纪(或更长)的期望和避免核裂变燃料再处理的期望可能需要使用快中子谱。作为另一示例，在一些实施例中，如经由用中子的强吸收剂或反应性控制的其他途径实现的局部反应性的负反馈，将负的反应性温度系数UT)设计到反应堆中。作为替代或另外地，一些实施例被配置成用于通过使用谱控制方法(如位移和/或插入中子减速剂持续一定时间段)来实现中子通量的谱移以整体或部分地控制裂变过程。作为另一示例，在一些模块化爆燃波实施例中，分布式恒温器实现了核裂变燃料燃烧的传播式核裂变爆燃波模式。这种模式同时允许非富集锕系燃料(如天然铀或钍)的高平均燃耗以及在堆芯的燃料进料中使用可核裂变材料的适度同位素富集的相当小的“核裂变点火器”区域。作为另一示例，在一些实施例中，在初级和次级芯冷却中提供了多重冗余。
核裂变反应堆的示例性实施例
[0050]既然已经阐述了一些反应堆实施例背后的一些考虑事项，将对关于一个示例性核裂变反应堆实施例的进一步细节进行阐释。提供此信息以便增强对在建模和模拟核反应堆性能时加以考虑的考虑事项的理解。要强调的是，以下对示例性核反应堆实施例的说明是仅通过非限制性示例方式而不是通过限制的方式给出。如上所提及，考虑了核反应堆及其模拟的若干实施例，以及反应堆10的其他方面。在对关于反应堆10的一个不例性实施例的细节进行论述之后，还将对其他实施例和方面进行论述。
[0051]仍参照图1A，反应堆10的一个示例性实施例包括布置在一个反应堆压力容器12内的一个反应堆芯组件100。考虑到将在后面论述的反应堆芯组件100的若干实施例和方面。将在后面详细论述的一些特征包括:核裂变燃料材料和它们各自的核子学、燃料组件、燃料几何结构，以及整个反应堆系统中的反应堆芯组件100的运行和模拟。
[0052]反应堆压力容器12合适地是本领域中已知的任何可接受的压力容器，并且可以由可接受用于反应堆压力容器中的任何适当形式的材料(如但不限于不锈钢)制成。在反应堆压力容器12内，一个中子反射层(未不出)和一个福射屏蔽层(未不出)包围反应堆芯组件100。在一些实施例中，反应堆压力容器12位于地下。在此类情况下，反应堆压力容器12还可以起到用于反应堆芯组件100的一个掩埋核废料桶的作用。在这些实施例中，反应堆压力容器12合适地由隔离材料(如干砂)的区域(未示出)包围，以用于长期环境隔离。隔离材料的区域(未示出)可以具有直径约100米左右的大小。然而，在其他实施例中，反应堆压力容器12位于或接近地球表面。
[0053]反应堆冷却剂回路14将来自反应堆芯组件100中的核裂变的热量转移到应用热交换器16。反应堆冷却剂可以根据特定应用所希望的来选择。在一些实施例中，反应堆冷却剂合适地是氦(He)气。在其他实施例中，反应堆冷却剂合适地可以是其他加压惰性气体(如氖、氩、氪、氙)，或其他流体(如水或气态二氧化碳或超流体性二氧化碳)，或液态金属(如钠或铅)，或金属合金(如Pb-Bi)，或有机冷却剂(如聚苯或碳氟化合物)。根据希望，反应堆冷却剂回路合适地可以由钽(Ta)、钨(W)、铝(Al)、钢或其他含铁或非铁族合金或钛或锆基合金制成，或者由其他金属和合金制成，或者由其他结构材料或复合材料制成。
[0054]在一些实施例中，应用热交换器16可以是生成蒸汽的蒸汽发生器，该蒸汽提供作为用于使机械(如发电站20内的涡轮发电机18)旋转的原动力。在这种情况下，反应堆芯组件100合适地在高运行压力和温度(如高于1，000K左右)下运行，并且蒸汽发生器中生成的蒸汽可以是过热蒸汽。在其他实施例中，应用热交换器16可以是生成处于较低压力和温度的蒸汽(即，不必是过热蒸汽)的任何蒸汽发生器，并且反应堆芯组件100在低于约550K的温度下运行。在这些情况下，应用热交换器16可以为多种应用(如用于海水的脱盐工厂或用于通过蒸馏将生物质处理成乙醇，或类似应用)提供工艺用热。
[0055]任选的反应堆冷却剂泵22使反应堆冷却剂循环通过反应堆芯组件100和应用热交换器16。注意，虽然说明性实施例示出泵和重力驱动的循环，但其他途径可以不采用泵或循环结构，或者以其他方式类似地在几何上受限制。在反应堆芯组件100被安放成与应用热交换器16近似竖直地共面以使得不生成热驱动位差(thermal driving head)时,可以合适地提供反应堆冷却剂泵22。还可以在反应堆芯组件100位于地下时提供反应堆冷却剂泵22。然而，当反应堆芯组件100被安放在地下或以任何方式安放以使得反应堆芯组件100在应用热交换器16下方被竖直地间隔开时，在离开反应堆压力容器12的反应堆冷却剂与离开该应用热交换器16的、所处温度低于离开该反应堆压力容器12的反应堆冷却剂低的温度的反应堆冷却剂之间可能形成热驱动位差。当存在足够热驱动位差时，不必提供反应堆冷却剂泵22来使反应堆冷却剂充分地循环通过反应堆芯组件100，以在通电运行过程中除去来自裂变的热量。
[0056]在一些实施例中，可以提供多于一个反应堆冷却剂回路14，从而在其他反应堆冷却剂回路14中的任何一个发生意外事故(如冷却剂损失事故、流量损失事故、初级至次级泄漏或类似事故)的情况下提供冗余。每个反应堆冷却剂回路14可以额定用于全功率运行，虽然一些应用可能去除这一约束。
[0057]在一些实施例中，在反应堆冷却剂系统14的线路中提供封闭物(closure) 24，如反应堆冷却剂截止阀。在每个反应堆冷却剂回路14中，可以在从反应堆压力容器12开始的一个出口线路中并且在从应用热交换器16的出口到该反应堆压力容器12的一个返回线路中提供一个封闭物24。封闭物24可以是在紧急情况下(如检测到反应堆冷却剂中的显著裂变产物夹带)快速关闭的快速作用封闭物。除了自动致动阀的冗余系统(未示出)夕卜，可以提供封闭物24。
[0058]提供了一个或多个排热热交换器26以用于除去余热(after-life heat)(衰变热)。排热热交换器26包括被配置成用于使衰变热移除冷却剂循环通过反应堆芯组件100的一个初级回路。排热热交换器26包括联接至一个经设计的排热热管网的一个次级回路(图中未示出)。在一些情况下，例如，出于冗余的目的，可以提供多于一个排热热交换器
26。排热热交换器26可以安放在反应堆芯组件100上方一定竖直距离处，以便提供足够的热驱动位差来实现衰变热移除冷却剂的自然流动而无需衰变热移除冷却剂泵。然而，在一些实施例中，可以提供衰变热移除泵(未示出)。在适当情况下，反应堆冷却剂泵可以用于衰变热移除。
[0059]既然已经给出反应堆10的一个示例性实施例的概览，将对其他实施例和方面进行论述。首先，将对反应堆芯组件100的实施例和方面进行论述。首先将阐述反应堆芯组件100及其核子学的概览，随后对反应堆芯组件100的示例性实施例和其他方面进行描述。再一次，此信息增强了对在建模或模拟核反应堆性能时加以考虑的考虑事项的理解。
[0060]以概览的方式给出并且一般而言，反应堆芯组件100的结构组件可以由以下各项制成:钽(Ta)、钨(W)、铼(Re)、各种合金(包括但不限于如马氏体不锈钢(例如，HT9)、奥氏体不锈钢(例如，316型)等钢，或碳复合材料)、陶瓷或类似物。因为反应堆芯组件100运行时所处的高温，并且因为这些材料在全功率运行的预期寿命期间的抗蠕变性、机械可加工性以及耐腐蚀性，这些材料是合适的。结构组件可以由单一材料制成，或者由材料的组合(例如，涂层、合金、多层、复合材料等等)制成。在一些实施例中，反应堆芯组件100在足够低的温度下运行，这样使得其他材料(如铝(Al)、钢、钛(Ti)或类似物)可以单独地或以组合方式用于结构部件。
[0061 ] 在爆燃波实施例中，反应堆芯组件100可以包括一个小的核裂变点火器和一个较大的核裂变爆燃燃烧波传播区域。核裂变爆燃燃烧波传播区域合适地含有钍或铀燃料，并且按照快中子谱裂变增殖的一般原理发挥作用。在一些爆燃波实施例中，整个反应堆芯组件100的均匀温度由调节局部中子通量并且从而控制局部功率产生的恒温模块来维持。一些示例爆燃波实施例在前面提及的题为“核反应堆的可控长期运行”的美国专利申请序列号11/605，933( “’933申请”)中得到进一步论述，该申请通过引用以其整体结合在此。
[0062]核反应堆可以是模块化的。现在参照图1B，示出了一个说明性的模块化反应堆
50。要强调的是，以下对反应堆50的一个示例性实施例的描述是仅通过非限制性示例方式而不是通过限制的方式给出。如上所提及，考虑到如反应堆10和50等反应堆的若干实施例，以及反应堆的其他方面。在反应堆10和50中说明的特征可以单独或以任何合适组合方式来实现。在对关于反应堆50的一个示例性实施例的细节进行论述之后，还将对其他实施例和方面进行论述。
[0063]模块化反应堆50是以说明的方式示出，并且并不将模块化反应堆限制于反应堆模块52的环形安排或任何其他安排。应理解，无论如何，并不旨在限制于这种几何安排或限制于任何类型的任何几何安排。为此，下面将对反应堆模块52的另外安排进行进一步论述。为了简洁起见，对反应堆模块52的另外安排的说明局限于在此示出的这些。然而，应理解，无论如何，反应堆模块52可以根据希望以任何方式来安排，并且可以适应相邻的核裂变爆燃波反应堆模块52的中子耦合。
[0064]如上所论述,示例性模块化反应堆50合适地包括反应堆模块52。每个反应堆模块52可以合适地包括一个反应堆芯54和一个反应堆冷却剂系统56。每个核裂变爆燃波反应堆模块52可以是经由一个或多个相关联的反应堆冷却剂系统56可操作地联接成与至少一个散热器58处于流体连通。即，可以合适地认为每个反应堆模块52本身是一个完整的、独立的核反应堆。一个反应堆模块52可以与至少一个相邻的反应堆模块52中子耦合。考虑了模块化反应堆50的许多实施例，而许多所考虑模块化反应堆50的实施例之间的一个共同特征是相邻反应堆模块52经由核裂变爆燃波或“燃烧前沿(burnfront) ” (如在前面提及的题为“模块化核裂变反应堆”的美国专利申请序列号12/069，907( “’907申请”)中进一步论述，该申请通过引用以其整体结合在此)的起源进行的中子耦合。
[0065]现在参照图1C，可以从根据另一实施例的核裂变反应堆芯中提取热能。在核裂变反应堆110中，核裂变发生在一个发热区域120中(例如，遍及燃料载芯或者在例如燃烧波前沿中传播)。如由箭头150所指示，如凝聚相密度流体(例如，水、液态金属、三联苯、聚苯、碳氟化合物、FLIBE (2LiF-BeF2)等等)之类的吸热材料160流过该区域120，并且热量从该发热区域120被转移到该吸热材料160。在一些实施例中，例如，在快速裂变谱核反应堆中，吸热材料160被选择为一种核惰性材料(如He4)，以便最低程度地扰乱中子谱。在核裂变反应堆110的其他实施例中，中子含量足够稳健，这样使得可能可接受地利用非核惰性吸热材料160。吸热材料160 (例如，通过自然对流或通过受迫运动)流至基本不与发热区域120进行热接触的热提取区域130。热能140在热提取区域130处从吸热材料160中被提取出来。当在热提取区域130中提取热能140时，吸热材料110可保持处于液态、多相态或基本气态。
核反应堆材料的示例性移动
[0066]燃料材料不仅包括燃料材料，还包括结构材料(例如，包层)。现在参照图2A，可以包括任何类型的裂变反应堆(包括本文中在别处所描述的那些)的反应堆200可以包括布置在其中的多个核裂变燃料组件210。以下论述包括可以在反应堆200中使用的示例性核裂变燃料组件210的细节。现在参照图2B并且通过非限制性示例的方式给出，在一个实施例中，核裂变燃料组件210合适地包括一个核裂变燃料组件220。在一个实施例中，核裂变燃料组件220是“以前燃烧过的”。术语“以前燃烧过的”意味着该核裂变燃料组件的至少一些部件已经历中子介导核裂变，并且核裂变燃料的同位素组成已被改变。即，已经使得核裂变燃料组件被放置在一个中子谱或通量(快速或慢速)中，至少一些部件已经历中子介导核裂变，并且结果是已经使核裂变燃料的同位素组成发生改变。因此，一个以前燃烧过的核裂变燃料组件220可能以前已在如但不限于轻水反应堆等任何反应堆(包括反应堆200)中燃烧过。以前燃烧过的裂变燃料(例如，在以前燃烧过的核裂变燃料组件220中)可能在其以前燃烧之后未经过化学处理。
[0067]意图是核裂变燃料组件220可以包括但不限于无论如何合适在核裂变反应堆中经历裂变的任何类型的可核裂变材料，如锕系或超铀元素(像天然钍、天然铀、浓缩铀或类似物)。核裂变燃料组件220是用包层224包覆。如果核裂变燃料组件以前已燃烧过，那么包层224可以是“原始的”包层，核裂变燃料组件220在其燃烧之前被包裹在该“原始的”包层中。在一些其他实施例中，一个以前燃烧过的核裂变燃料组件220可以不是用“原始的”包层224包覆。例如，一个以前燃烧过的核裂变燃料组件220可以保持在其原始包层224中，并且可以在包层224的外部周围布置一个新包层(未示出)。在一些实施例中，新包层是由被配置成用于帮助适应膨胀到空隙空间中的多个包层区段(未示出)组成。在其他实施例中，新包层可以被设置为一个屏障(如管)，设置在包层224的外部与反应堆冷却剂(未示出)之间。
[0068]现在参照图3，一个示例性核裂变燃料结构300包括核裂变燃料材料的多个非连续片段320。非连续片段320可以在不处于物理接触的情况下处于“中子”接触。核裂变燃料结构300还可以包括一个任选的核裂变点火器310。如在前面提及的’ 933申请中所描述，核裂变点火器310可以在爆燃传播波型核反应堆中使用。
[0069]现在参照图4，一个模块化核裂变燃料芯400可以包括一个任选的中子反射层/辐射屏蔽层410和多个模块化组件420。模块化组件420可以是具有一定燃料材料含量的模块化燃料组件。模块化组件还可以是模块化中子吸收组件(具有一定中子吸收材料含量)、模块化结构组件(用于主要结构目的)、模块化有效载荷组件(设计用于运送例如一种待经受中子通量的材料的有效载荷)、模块化空白组件(仅用作占位物，例如，以便降低由空隙或填充有冷却剂和/或慢化剂的空隙引起的核子扰动、流动扰动、结构扰动以及热扰动)，或上面各项的任意组合。
[0070]模块化组件420根据希望放置在组件接收座430内。模块化核裂变燃料芯400可以用任何数量的方式来运行。例如，模块化核裂变燃料芯400中的所有组件接收座430可以在初始运行之前用模块化燃料组件420来完全填充。例如，在爆燃传播波型核反应堆实施例中，在初始运行之前意味着在核裂变爆燃传播波燃烧前沿的在模块化燃料组件420内和通过该模块化燃料组件420的发起和传播之前。在其他反应堆实施例中，在初始运行之间意味着在初始临界之前，或者在模块化核裂变燃料芯暴露于中子通量之前。
[0071]作为另一示例，模块化组件420可以根据希望从它们各自的组件接收座430中被移除，并且用其他模块化组件440 (相同或不同类型的)来替换；这种侵位(emplacement)由箭头444指示。例如，“燃烧过的”燃料组件可以用“未燃烧过的”燃料组件来替换，中子吸收组件可以用燃料组件来替换等等。其他模块化核组件440可以是未使用过的或以前已使用过的。例如，在爆燃传播波型核反应堆实施例中，模块化裂变燃料组件420可以在核裂变爆燃波烧前沿已经完全传播通过模块化核裂变燃料组件420之后被移除并用其他模块化核裂变燃料组件440来替换。在其他实施例中，模块化组件420可以由于任何原因(例如，测试或实验用途、燃料或中子吸收材料的再分配等)而被移除并用其他模块化组件440来替换。此类替换策略可以用于根据希望延长模块化核裂变燃料芯400的运行。
[0072]作为另一示例，模块化核裂变燃料芯400在初始运行之前不必用模块化组件420完全填充。例如，少于全部的组件接收座430可以用模块化组件420来填充。在这种情况下，放置在模块化核裂变燃料芯400内的模块化燃料组件的数量可以基于许多原因来确定，如可供使用的模块化燃料组件的数量、功率需求(例如，以瓦为单位的电负载)、最终将被放置在该模块化核裂变燃料芯400上的模块化燃料组件的数量等。因此，可以在无需在一开始就用模块化燃料组件为整个模块化核裂变燃料芯400加燃料的情况下实现该模块化核裂变燃料芯400的继续的或延长的运行。
[0073]应了解，模块性的概念可以扩展。例如，在其他实施例中，一个模块化核裂变反应堆可以用任何数量的核裂变反应堆芯来填充，其方式与模块化核裂变燃料芯400可以用任何数量的模块组件420来填充的方式相同。为此，可以将模块化核裂变反应堆类比成模块化核裂变燃料芯400，并且可以将核裂变反应堆芯类比成模块化核裂变燃料组件420。上面针对模块化核裂变燃料芯400论述的若干所考虑到的运行模式因此通过类比而应用于模块化核裂变反应堆。
[0074]不在模块化组件中的芯材料也可以被移动到反应堆芯中。在现有技术中，使用控制棒或其他装置控制反应性(并且因此控制具有负反应性系数的一个运行中反应堆中的芯平均温度)是众所周知的。另外，在多个实施例中考虑到其他中子修饰结构。例如，现在参照图5A和图5B，中子修饰结构530可以出于各种目的将中子修饰(例如，吸收、反射、慢化等)物质放置在反应堆500 (包括传播燃烧前沿核裂变反应堆550)中。在一个实施例中，中子修饰结构530将中子吸收剂(如但不限于L1-6、B-10或Gd)插入到核裂变燃料中。在另一实施例中，中子修饰结构530插入中子慢化剂(如但不限于烃类或L1-7)，从而修饰中子能谱，并且由此改变局部区域中的核裂变燃料的中子反应性。
[0075]在一些情况下,在一个反应堆500 (包括传播燃烧前沿核裂变反应堆550)中，中子慢化剂的作用与中子能谱的详细变化(例如，命中或未命中截面共振)相关联，而在其他情况下，效果与降低中子环境的平均中子能(例如，从“快”中子能下移至超热中子能或热中子能)相关联。在又其他情况下，中子慢化剂的作用是使中子偏向或偏离选定位置。在一些实施例中，中子慢化剂的前面提及的作用之一是最重要的，而在其他实施例中，多种作用具有相当或较低的设计意义。在另一实施例中，中子修饰结构530同时包含中子吸收剂和中子慢化剂；在一个非限制性示例中，相对于中子减速材料改变中子吸收材料的位置以影响控制(例如，通过掩蔽或显露吸收剂，或者通过谱移来增加或减少吸收剂的吸收)，在另一非限制性示例中，通过改变中子吸收材料和/或中子减速材料的量来影响控制。
[0076]在如传播燃烧前沿核裂变反应堆550等实施例中，可以根据希望将核裂变爆燃波燃烧前沿驱动至核裂变燃料的区域中，从而实现可变的核裂变燃料燃耗。在传播燃烧前沿核裂变反应堆550中，发起并传播核裂变爆燃波燃烧前沿510。中子修饰结构530可以沿由箭头520所指示的方向引导或移动燃烧前沿510。在一个实施例中，中子修饰结构530在燃烧前沿510后面插入中子吸收剂，从而相对于该燃烧前沿510前面的燃料的中子反应性向下驱动或降低当前正在由该燃烧前沿510燃烧的燃料的中子反应性，从而加快核裂变爆燃波的传播速率。在另一实施例中，中子修饰结构530将中子吸收剂插入到燃烧前沿510前面的核裂变燃料中，从而减慢核裂变爆燃波的传播。在其他实施例中，中子修饰结构530将中子吸收剂插入到燃烧前沿510内或侧面的核裂变燃料中，从而改变该燃烧前沿510的有效大小。在另一实施例中，中子修饰结构530插入中子慢化剂，从而修饰中子能谱，并且由此相对于燃烧前沿510的前面或后面的核裂变燃料的中子反应性改变当前正在由该燃烧前沿510燃烧的核裂变燃料的中子反应性。
[0077]因此，反应堆500中的局部中子反应性以及传播燃烧前沿核裂变反应堆550中的燃烧前沿510可以按照希望根据选定的局部反应速率或传播参数来引导。例如，局部反应速率参数可以包括裂变速率、发热密度、功率密度的截面尺寸，或类似参数。在燃烧前沿核裂变反应堆550中，传播参数可以包括燃烧前沿510的传播方向或取向、该燃烧前沿510的传输速率、如发热密度等功率需求参数、该燃烧前沿510将传播通过的燃烧区域的截面尺寸(如该燃烧区域相对于该燃烧前沿510的传播轴线的轴向或侧向尺寸)，或类似参数。例如，可以选择传播参数以控制燃烧前沿510的空间或时间位置，以便避免控制元件(例如，中子修饰结构或恒温器)失效或出现故障，或类似情况。
[0078]可以主动地控制和/或被动地控制(例如，可编程)中子修饰结构530。主动地控制中子修饰结构是由一个操作员和/或一个外部控制系统主动地控制。被动地控制中子修饰结构响应于堆芯中的一个或多个位置处的条件。例如，可编程温度响应式中子修饰结构(其示例在前面提及的’933申请中详细论述)将中子吸收材料或中子减速材料引入到反应堆500 (包括如传播燃烧前沿核裂变反应堆550等实施例)的燃料进料中并且从该燃料进料中移除这些材料。响应于一个运行温度曲线，可编程温度响应式中子修饰结构将中子吸收或减速材料引入到核裂变反应堆的燃烧供送中，以降低该核裂变反应堆中的运行温度；或者将中子吸收或减速材料从该核裂变反应堆的燃料进料中移除，以便提高该核裂变反应堆的运行温度。
[0079]应了解，温度仅是可以用于确定被动控制或可编程中子修饰结构的控制设定的控制参数的一个示例。可以用于确定可编程中子修饰结构的这些控制设定的其他控制参数的非限制性示例包括:功率水平、中子水平、中子谱、中子吸收，燃料燃耗水平等等。在一个示例中，中子修饰结构被用于将燃料燃耗水平控制到相对较低(例如，〈50%)的水平，以便实现核裂变燃料的高速率“增殖”以用于在其他核裂变反应堆中使用，或以便增强燃烧过的核裂变燃料对于核裂变爆燃波随后在传播式核裂变爆燃波反应堆中的重新传播的适用性。不同控制参数可以在不同时间或在反应堆的不同部分中使用。应了解，先前在中子修饰结构的背景下论述的各种中子修饰方法还可以用于可编程温度响应式中子修饰结构，包括但不限于:使用中子吸收剂、中子减速剂、中子吸收剂和/或中子减速剂的组合、可变几何结构中子修饰器等等。
[0080]材料可以在一个反应器中经受中子通量。应了解，材料在反应堆中的中子辐射可以通过持续时间和/或持续的程度以及局部功率水平来控制。在另一实施例中，材料的中子辐射可以通过经由中子修饰结构对中子环境(例如，用于Np-237处理的中子能谱)的控制来控制。参照图6A和图6B，例如，如箭头602大体上指示地被插入到一个反应堆600中的一种材料610将尤其取决于局部功率水平、持续时间、中子修饰结构和/或中子谱修饰特征而经受一个中子通量。在其中反应堆是一个传播式核裂变爆燃波反应堆(如反应堆650)的一个实施例中，材料610可以如箭头652大体上指示地被插入到反应堆650中。在另一实施例中，传播式核裂变爆燃波反应堆650可以用一种“安全的”亚临界方式运行，该方式依靠外部中子源来维持传播燃烧前沿，同时将裂变生成的中子的一部分用于芯材料的核处理。应了解，材料610向反应堆600 (或650)内的一个位置的移动可以是从该反应堆外部的一个位置(如图所示)开始或从该反应堆内的另一位置(未示出)开始。
[0081]在一些实施例中，一种材料610可能在反应堆内发生核裂变点火之前就存在于该反应堆内的一个位置中；而在其他实施例中，该材料可以在发生或在此地点发生核裂变之后被添加(例如，被移动到该位置)。在一些实施例中，材料从反应堆中被移除；而在其他实施例中，它保持就位。可替代地，将一种具有一组非辐射性质的材料装载到一个反应堆中。将该材料输运(例如，如由箭头652和602大体上指示)成与具有最大反应性的一个区域物理上接近并且中子上耦合——在传播式核裂变爆燃波反应堆650的情况下，该具有最大反应性的区域随着核裂变爆燃波传播燃烧前沿(例如，燃烧前沿670)穿过该材料。
[0082]材料610保持处于中子耦合持续足够长的时间区间，以便将该材料610转换成具有一组所希望的修饰后性质的一种第二材料606。当材料610因此已被转换成物质606时，可以在物理上将该材料606从反应堆600 (或反应堆650)中运输出来，如由箭头604 (或654)大体上指示。该移除可以发生在反应堆600 (或650)运行过程中抑或在停堆之后。该移除可以作为一个连续的、顺序的或分批的过程来进行。在一个示例中，核处理过的材料606随后可以用作另一核裂变反应堆(如但不限于LWR或传播式核裂变爆燃波反应堆)中的核裂变燃料。在另一非限制性不例中，核处理过的材料606随后可以在一个传播式核裂变爆燃波反应堆的核裂变点火器内使用。在一种途径中，可以调整热管理来提供适用于运行参数的任何变化(如适用于改进后的材料或结构)的热控制。
[0083]根据另外的实施例，温度驱动的中子吸收可以用于控制一个核裂变反应堆，从而将固有稳定的负反应性温度系数UT)“设计到其中(engineering-1n) ”。现在参照图7A，一个核反应堆700配备有温度检测器710，如但不限于热电偶。在这个实施例中，无论如何，核裂变反应堆700合适地可以是任何类型的核裂变反应堆。为此，根据特定应用所希望的，核裂变反应堆700可以是一个热中子谱核裂变反应堆或快中子谱核裂变反应堆。
[0084]例如，温度检测器检测反应堆700中的局部温度并且生成指示检测到的局部温度的一个信号714。信号714以任何可接受的方式被传送至控制系统720，这些方式如但不限于:流体稱合、电稱合、光稱合、射频传输、声稱合、磁稱合，或类似方式。响应于指不检测到的局部温度的信号714，控制系统720确定对反应堆700的局部中子反应性的一个适当校正(正或负)(例如，以便使反应堆700返回至所希望的运行参数，如反应堆通电运行过程中的所希望的局部温度)。为此，控制系统720生成指示对局部中子反应性的所希望的校正的一个控制信号724。将控制信号724传送到中子吸收材料的分配器730。控制信号724可以合适地以与信号714相同的方式或不同的方式来传送。中子吸收材料可以合适地是如对特定应用所希望的任何中子吸收材料，如但不限于L1-6、B-10或Gd。分配器730合适地是所需应用可接受的分配机构。一个储器(未示出)可以位于分配器730本地，或者可以远离该分配机构730定位(例如，在反应堆700的中子反射层之外)。分配器730响应于控制信号1124将中子吸收材料分配在核裂变反应堆芯内，从而改变局部中子反应性。
[0085]现在参照图7B并且通过非限制性示例的方式给出，示例性热控制可以使用一种中子吸收流体来建立。包含热耦合流体的结构740包含与反应堆700的一个局部区域处于热连通的一种流体。结构740中的流体响应于局部温度波动而膨胀或收缩。流体的膨胀和/或收缩被可操作地传达至位于核裂变反应堆700的外部的一个力耦合结构750，如但不限于一个活塞。由力耦合结构750传达的一个合力被施加在包含中子吸收流体的结构760中的中子吸收流体(如L1-6)上。于是从结构760中分配吸收中子流体，从而改变局部中子反应性。在另一示例中，替代于或附加于中子吸收流体，可以使用一种中子减速流体。中子减速流体改变中子能谱并且降低局部中子环境的平均中子能，从而向下驱动或降低核裂变反应堆700内的核裂变燃料的中子反应性。在另一示例中，中子吸收流体和/或中子修饰流体可以具有一种多相组合物(例如，一种液体内的固体球粒)。
[0086]图7C示出图7B中所示安排的一个示例性实现方式的细节。现在参照图7C，一个核裂变反应堆701中的燃料功率密度是在中子通量的非常大的变动、中子谱的显著变动、燃料组成的大变化以及对反应堆的功率需求的数量级变化上，通过一组分布式独立作用的恒温模块的集体作用来连续调节。此作用提供略高于反应堆701的设计温度的一个大的负反应性温度系数。以3-D栅格(lattice)(可以形成均匀或非均匀阵列)的形式位于核裂变反应堆701中的燃料进料各处(该3-D栅格的局部间距可以粗略地是中位裂变能中子的平均自由程(该平均自由程可能为了冗余的目的而减小))，这些模块中的每一个包括一对隔室，这些隔室中的每一个由毛细管馈送。位于核裂变燃料中的一个小的恒温球管隔室761包含一种热敏材料(如但不限于L1-7)，该材料的中子吸收截面对于所关注的中子能可能是低的；而相对大的隔室741放置在一个不同位置中(例如，在一个冷却剂管的壁上)，并且可以包含可变数量的一种中子吸收材料(如但不限于L1-6)，该材料具有一个比较大的中子吸收截面。在I巴的压强下，锂在453K下熔化并且在1615K下沸腾，并且因此跨过反应堆701的典型运行温度范围是一种液体。随着燃料温度升高，包含在恒温球管761中的热敏材料膨胀，并且它的一小部分(例如，对于L1-7的100K的温度变化，约10-3)可能在千巴压强下被排入到终止于一个汽缸和活塞组件751的底部上的毛细管中，该汽缸和活塞组件被定位成远离(例如，辐射屏蔽层之外)并且在物理上低于中子吸收材料的芯内隔室741 (在需要利用重力的情况下)。在那里，适量体积的高压热敏材料驱动该组件751中的一个排量倍增活塞(swept-volume-multiplying piston),该活塞推动较大(例如,可能大三个数量级)体积的中子吸收材料通过一个穿过堆芯的毛细管，进入正在驱动该流的恒温球管附近的一个芯内隔室中。在那里，中子吸收材料(只要它的最小尺寸小于中子平均自由程，它的空间构型就无关紧要)起作用以可吸收式地抑制局部中子通量，从而降低局部燃料功率密度。当局部燃料温度下降时，中子吸收材料返回到汽缸和活塞组件751 (例如，在重力压位差的作用下)，从而使热敏材料返回到恒温球管761，该恒温球管761的现在较低的热机械压力允许接收该热敏材料。
[0087]应了解，恒温模块的操作并不依赖于上面示例性实现方式中论述的特定流体(L1-6和L1-7)。在一个示例性实施例中，热敏材料可以在化学上而不只是在同位素方面不同于中子吸收材料。在另一示例性实施例中，热敏材料在同位素方面可以与中子吸收材料相同，其中有差别的中子吸收性质是由于中子暴露材料的体积的差异引起，而不是由于材料组成的差异引起。
反应堆控制和模拟
[0088]因此，前面这些示例表明，燃料、中子吸收材料以及其他材料可以在移动或不移动完整组件的情况下通过若干机制在整个反应堆芯内移动。此类移动可能使堆芯中的核素浓度(即，每单位体积的原子以及原子的同位素和核异构体的数量)的计算变得复杂。
[0089]一般而言，对堆芯或一个运行中反应堆中的核素浓度的计算或其模拟可以分解成两个相互关联的部分:中子输运和嬗变。中子输运计算可以确定中子数目(如，通量和通量谱)，而嬗变计算确定在给定一个起始数目和一个中子通量的情况下核素的数目。
[0090]中子输运计算可以通过以下方式进行:例如，使用确定性方法(例如，离散坐标法)、使用如蒙特卡罗法等随机方法、或者通过使用这两种方法的混合方法(例如，使用确定性方法计算某些方面而在另外方面以蒙特卡罗实现)。确定性方法典型地使用平均粒子行为来求解输运方程。离散方法典型地将相空间分割成许多小体积。在相邻体积之间移动的中子花费少量时间移动一个小距离。因此，随着时间、体积以及距离变小(即，接近0)，该计算接近积分微分输运方程(具有空间和时间导数)。
[0091]另一方面，蒙特卡罗法通过模拟单独粒子并记录它们的平均行为的某些方面来获得答案。蒙特卡罗法经常在使用确定性方法难以确定的示例结果时使用。当应用于中子输运时，蒙特卡罗法可以模拟单独的概率事件，从而在中子从产生到消灭(例如，吸收，逃逸等)的整个生命周期内跟踪这些中子。在每个时间步长下对相关联的概率分布(例如，由连续和/或离散的概率密度函数表示)进行随机取样，以确定结果(例如，散射、裂变、中子俘获、泄漏)。可以使用物理方程和截面数据对碰撞进行建模。碰撞的频率以及因此由于被中子吸收材料吸收引起的中子诱发反应(如裂变和损失)当然对应地依赖于所关注体积中的裂变同位素和中子吸收材料的浓度。
[0092]原子的截面数据表示原子呈现给粒子以用于相互作用(例如，对于中子而言，用于如各种散射和吸收类型的相互作用)的有效截面面积。截面典型地随原子、粒子以及粒子的能量变化。因此，截面可以用于表达一个原子与具有一定能量的一个入射粒子的特定相互作用的可能性。
[0093]如用于反应(例如，散射、辐射俘获、吸收、裂变)的微观截面等微观性质是一种类型的原子核的(即，一种特定材料的原子核的)固有性质。如用于反应的宏观截面等宏观性质是具有该材料的浓度或密度(例如，每单位体积的原子数量)的大量材料的性质。微观截面典型地以面积单位(例如，cm2或“靶”一一靶为10_28m2)来表达。宏观截面与微观截面乘以密度或等价地1/(平均自由程长度)成比例，并且因此以I/长度(例如，m-1)的单位来表达。
[0094]截面数据典型地通过经验手段来确定。因此，尤其对于短寿命同位素，用于大范围中子能谱的截面数据根本没有可用的。因此，可能难以对具有一定数目的同位素(这些同位素具有完全未知或未得到良好表征的性质(如中子截面))的体积进行准确的蒙特卡罗计算。另外，即使用于每种材料的所有截面数据都得到良好表征，计算负担也将是很大的。本文中在其他地方对可能有助于减轻这些困难和/或计算负担的方法进行了详细描述。
[0095]嬗变计算确定每种核素随着其变化，例如在中子通量下的存量或浓度。一般而言，嬗变计算可能被认为是基于经受一个给定中子通量的一种材料的损失率和产生率来确定该材料的新数目。一种材料的一种给定原子可能例如裂变并产生两个裂变产物；而该材料的另一种原子可能在俘获一个中子后转换成一种具有更大原子质量数(A)的同位素。该材料的又一种原子可能β或α衰变成另一种元素等等。因此，一个运行中反应堆中的材料的量的变化速率典型地是由于衰减引起的损失率、由于衰减引起的增益速率、由于中子诱发反应引起的损失以及由于中子诱发反应引起的增益的总和。
[0096]应了解，材料的嬗变计算取决于当前中子通量，并且中子通量计算取决于如裂变同位素和中子吸收材料等材料的当前浓度。这些计算可以通过各种方式联系在一起，包括但不限于此类迭代数值分析工具，如龙格-库塔(Runge-Kutta)法。因为龙格-库塔在本领域中是众所周知的，没有必要对龙格-库塔进行完整说明。然而，一般而言，显式龙格-库塔法“解决”初始值问题
[0097]y' = f (t, y), y (t0) = y0
[0098]使用以下方程
[0099]
【权利要求】
1.核反应堆建模接口，包括一种有形计算机可读介质，该有形计算机可读介质具有存储在其上的指令，这些指令在由一种计算装置执行时进行一种方法，该方法包括: 接收核反应堆建模数据； 接收核反应堆模拟数据； 分析该建模数据和该模拟数据，以维护表示该核反应堆的某种状态的一个抽象核反应堆模型；并且 使表示该抽象核反应堆模型的数据标准化以用于导出到一个数据库，借此维护该标准化数据以用于后续分析。
2.—种核反应堆建模系统,包括: 一个建模接口，该建模接口被配置成用于: 接收核反应堆建模数据； 接收核反应堆模拟数据； 分析该建模数据 和该模拟数据，以维护表示该核反应堆的某种状态的一个抽象核反应堆模型；并且 使表示该抽象核反应堆模型的数据标准化以用于导出到一个数据库； 一个模拟器，该模拟器联接到该建模接口上，并且被配置成用于生成用于该建模接口的该模拟数据；以及 一个数据库，该数据库联接到该建模接口上，并且被配置成用于接收该标准化数据，借此维护该标准化数据以用于后续分析。
3.一种系统建模接口，包括一种有形计算机可读介质，该有形计算机可读介质具有存储在其上的指令，这些指令在由一种计算装置执行时进行一种方法，该方法包括: 接收表示一个系统的一个第一部分的建模数据； 接收来自能够根据一个第一模拟参数集来模拟该系统的该第一部分的一个模拟器的模拟数据； 分析该建模数据和该模拟数据以生成表示该系统的一个第二部分的中间数据； 维护表示某种系统状态并且由该建模数据、该模拟数据以及该中间数据表征的一个抽象数据模型；并且 使表示该系统状态的数据标准化以用于导出到一个数据库，借此维护该标准化数据以用于后续系统分析。
4.如权利要求3所述的接口，其中该中间数据是用于该模拟器的一个第二模拟参数集。
5.如权利要求3所述的接口，其中该中间数据是表示该系统的一个第二部分的建模数据。
6.如权利要求3所述的接口，其中该系统是一个核反应堆，并且该抽象数据模型是一个抽象核反应堆模型。
7.一种核反应堆建模接口，包括一种有形计算机可读介质，该有形计算机可读介质具有存储在其上的指令，这些指令在由一种计算装置执行时进行一种方法，该方法包括: 接收核反应堆建模数据； 接收核反应堆模拟数据；分析该建模数据和该模拟数据，以维护表示该核反应堆的某种状态的一个抽象核反应堆模型； 使表示该抽象核反应堆模型的数据标准化以用于导出到一个数据库，借此维护该标准化数据以用于后续分析；并且 将该标准化数据提供给一个反应堆控制系统。
8.如权利要求1、3以及7中任一项所述的接口，其中该建模数据包括核反应堆材料数据。
9.如权利要求8所述的接口，其中该材料数据包括选自以下各项中的至少一种数据:燃料数据、结构数据、屏蔽层数据、冷却剂数据、同位素数据、减速剂数据、以及循环装载数据。
10.如权利要求1、3以及7中任一项所述的接口，其中该建模数据是从一个文件接收的。
11.如权利要求1、3以及7中任一项所述的接口，其中该建模数据是经由一个图形用户接口接收的。
12.如权利要求1、3以及7中任一项所述的接口，其中该建模数据包括该核反应堆模型的一部分的几何结构。
13.如权利要求1、3以及7中任一项所述的接口，其中该建模数据包括核反应堆性能数据的一部分。
14.如权利要求13所述的接口，其中该性能数据涉及选自以下各项中的至少一种参数:燃料栅元膨胀、燃料消耗、裂变产物移除、冷却剂排出、以及裂变气体移除。
15.如权利要求1、3以及7中任一项所述的接口，该方法进一步包括:从一个中子学模拟器接收该模拟数据。
16.如权利要求15所述的接口，其中该中子学模拟器是随机模拟工具。
17.如权利要求16所述的接口，其中该随机模拟工具是一种基于蒙特卡罗N粒子输运代码(MCNP)的模拟工具。
18.如权利要求15所述的接口，其中该中子学模拟器是确定性模拟工具。
19.如权利要求18所述的接口，其中该确定性模拟工具是一种REBUS模拟工具。
20.如权利要求15所述的接口，其中该中子学模拟器与一个燃料燃烧模拟器进行交互。
21.如权利要求20所述的接口，其中该中子学模拟器和该燃料燃烧模拟器一起迭代地工作以产生时间相关的核反应堆模拟数据。
22.如权利要求1、3以及7中任一项所述的接口，该方法进一步包括:从一个热工水力模拟器接收该模拟数据的一部分。
23.如权利要求1、3以及7中任一项所述的接口，该方法进一步包括:从一个材料性能模拟器接收该核反应堆模拟数据的一部分。
24.如权利要求1、3以及7中任一项所述的接口，该方法进一步包括:在一个面向对象编程环境中确定并维护该抽象核反应堆模型。
25.如权利要求24所述的接口，其中该抽象核反应堆模型包括一个核反应堆数据结构。
26.如权利要求25所述的接口，其中该核反应堆数据结构进一步包括表示存在于该核反应堆数据结构中的多个部件的一个或多个组件结构。
27.如权利要求26所述的接口，其中该一个或多个组件结构包括表示存在于该组件结构中的多种材料的一个或多个区块结构。
28.如权利要求27所述的接口，其中该区块结构包括一个或多个材料变量，包括密度、通量以及功率。
29.如权利要求1、6以及7中任一项所述的接口，其中该标准化步骤进一步包括:在一个面向对象环境中定义足以描述该核反应堆模型在某一时刻的状态的结构、行为或创建模式。
30.如权利要求1、6以及7中任一项所述的接口，该方法进一步包括:经由一个图形用户接口(GUI)接收该核反应堆建模数据的步骤。
31.如权利要求30所述的接口，其中该⑶I包括一个下拉菜单，用户可以在该下拉菜单中选择多种模型，这些模型表示:一个核反应堆、表示一个核反应堆的一部分的一个组件，或表示一个组件的一部分的一个区块。
32.如权利要求1、6以及7中任一项所述的接口，该方法进一步包括:使用一个图形用户接口(GUI)查看该抽象核反应堆模型的一个当前状态的步骤。
33.如权利要求32所述的接口，其中该GUI被配置成用于通过修改或补充所接收的核反应堆建模数据而与该抽象核反应堆模型进行实时交互。
34.如权利要求32所述的接口，其中该GUI被配置成用于通过指导对该建模数据和该模拟数据的该分析而与该抽象核反应堆模型进行实时交互。
35.一种核反应堆建模系统,包括: 一个建模接口，该建模接口被配置成用于: 接收核反应堆建模数据； 接收核反应堆模拟数据； 分析该建模数据和该模拟数据，以维护表示该核反应堆的某种状态的一个抽象核反应堆模型；并且 使表示该抽象核反应堆模型的数据标准化以用于导出到一个数据库； 一个模拟器，该模拟器联接到该建模接口上，并且被配置成用于生成用于该建模接口的该模拟数据； 一个数据库，该数据库联接到该建模接口上，并且被配置成用于接收该标准化数据，借此维护该标准化数据以用于后续分析；以及 一个通信接口，该通信接口联接到该数据库和一个反应堆控制系统上，并且被配置成用于向该反应堆控制系统提供该标准化数据。
36.如权利要求2和35中任一项所述的系统，其中该建模数据包括核反应堆材料数据。
37.如权利要求36所述的系统，其中该材料数据包括选自以下各项中的至少一种数据:燃料数据、结构数据、屏蔽层数据、冷却剂数据、同位素数据、减速剂数据、以及循环装载数据。
38.如权利要求2和35中任一项所述的系统，其中该建模数据是从一个文件接收的。
39.如权利要求2和35中任一项所述的系统，其中该建模数据是经由一个图形用户接口接收的。
40.如权利要求2和35中任一项所述的系统，其中该建模数据包括该核反应堆模型的一部分的几何结构。
41.如权利要求2和35中任一项所述的系统，其中该建模数据包括核反应堆性能数据。
42.如权利要求41所述的系统，其中该性能数据涉及选自以下各项中的至少一种参数:燃料栅元膨胀、燃料消耗、裂变产物移除、冷却剂排出、以及裂变气体移除。
43.如权利要求2和35中任一项所述的系统,其中该模拟器是一个中子学模拟器。
44.如权利要求43所述的系统，其中该中子学模拟器是随机模拟工具。
45.如权利要求44所述的系统，其中该随机模拟工具是一种基于蒙特卡罗N粒子输运代码(MCNP)的模拟工具。
46.如权利要求43所述的系统，其中该中子学模拟器是一种确定性模拟工具。
47.如权利要求46所述的系统，其中该确定性模拟工具是一种REBUS模拟工具。
48.如权利要求43所述的系统，其中该中子学模拟器与一个燃料燃烧模拟器进行交互。
49.如权利要求48所述的系统，其中该中子模拟器和该燃料燃烧模拟器一起迭代地工作以产生时间相关的核反应堆模拟数据。
50.如权利要求2和35中任一项所述的系统,其中该模拟器是一个热工水力模拟器。
51.如权利要求2和35中任一项所述的系统,其中该模拟器是一个材料性能模拟器。
52.如权利要求2和35中任一项所述的系统,其中该抽象核反应堆模型是在一个面向对象编程环境中确定并维护的。
53.如权利要求2和35中任一项所述的系统,其中该抽象核反应堆模型包括一个核反应堆数据结构。
54.如权利要求53所述的系统，其中该核反应堆数据结构进一步包括表示存在于该核反应堆数据结构中的多个部件的一个或多个组件结构。
55.如权利要求54所述的系统,其中该组件结构包括表不存在于该组件结构中的多种材料的一个或多个区块结构。
56.如权利要求55所述的系统，其中该区块结构包括这些材料的一个或多个变量，包括密度、通量以及功率。
57.如权利要求2和35中任一项所述的系统，其中该标准化步骤进一步包括:在一个面向对象环境中定义足以描述该核反应堆模型在某一时刻的状态的结构、行为或创建模式。
58.如权利要求2和35中任一项所述的系统，进一步包括联接到该数据库上的一个数据查看器，该数据查看器实现该抽象核反应堆模型的多维可视化。
59.如权利要求2和35中任一项所述的系统，进一步包括联接到该建模接口上的一个图形用户接口(⑶I)。
60.如权利要求59所述的系统，其中该GUI接收该建模数据。
61.如权利要求59所述的系统，其中该⑶I包括一个下拉菜单，用户可以在该下拉菜单中选择多个模型，这些模型表示:一个核反应堆、表示一个核反应堆的一部分的一个组件，或表示一个组件的一部分的一个区块。
62.如权利要求2和35中任一项所述的系统，进一步包括一个图形用户接口(⑶I)，其中该GUI用于查看该抽象核反应堆模型的一个当前状态。
63.如权利要求62所述的系统，其中该GUI被配置成用于通过修改或补充所接收的核反应堆建模数据而与该抽象核反应堆模型进行实时交互。
64.如权利要求62所述的接口，其中该GUI被配置成用于通过指导该模拟器的运行而与该抽象核反应堆模型进行实时交互。
65.—种用于控制一个核裂变反应堆的方法,该方法包括: 接收核反应堆建模数据； 接收核反应堆模拟数据； 分析该建模数据和该模拟数据，以维护表示该核反应堆的某种状态的一个抽象核反应堆模型； 使表示该抽象核反应堆模型的数据标准化以用于导出到一个数据库，借此维护该标准化数据以用于后续分析；并且 将该标准化数据提供给一个反应堆控制系统。
66.如权利要求65所述的方法，进一步包括:响应于所提供的标准化数据来控制一个核裂变反应堆。
67.如权利要求66所述的方法，其中响应于所提供的标准化数据来控制一个核裂变反应堆包括:确定对一个受控核裂变反应堆的局部中子反应性的校正，以便使该受控核裂变反应堆返回到一个所希望的运行参数。
68.如权利要求67所述的方法，其中该所希望的运行参数包括在反应堆通电运行过程中的所希望的局部温度。
69.如权利要求67所述的方法，其中确定对一个受控核裂变反应堆的局部中子反应性的校正以便使该受控核裂变反应堆返回到一个所希望的运行参数包括产生一个指示对局部中子反应性的所希望校正的一个控制信号。
70.如权利要求66所述的方法，其中响应于所提供的标准化数据来控制一个核裂变反应堆包括:控制影响中子的特征。
71.如权利要求70所述的方法，其中这些影响中子的特征包括选自控制棒和安全棒中的至少一个特征。
72.如权利要求66所述的方法，其中响应于所提供的标准化数据来控制一个核裂变反应堆包括:生成多个控制信号以下命令改变一个受控核裂变反应堆中的冷却剂流动。
73.如权利要求72所述的方法,其中生成多个控制信号以下命令改变一个受控核裂变反应堆中的冷却剂流动包括:生成选自以下各项中的至少一个控制信号:下命令改变反应堆冷却剂泵运行、下命令改变一个反应堆冷却剂系统中的阀位置、和下命令改变一个蒸汽供应系统中的阀位置、下命令改变用于多个反应堆冷却剂泵电源断路器的电路断路器位置、以及下命令改变用于多个蒸汽涡轮发电机输出断路器的电路断路器位置。
74.如权利要求66所述的方法，其中响应于所提供的标准化数据来控制一个核裂变反应堆包括:响应于选自整体反应堆热功率和局部反应堆热功率中的至少一个功率，控制反应堆冷却剂的流动以控制整体温度和局部温度。
75.如权利要求65所述的方法，进一步包括向操作员提供指示用于基于以下来控制一个核裂变反 应堆的动作的信息:来自该受控核裂变反应堆的运行数据和该标准化数据。
【文档编号】G06F17/50GK104081398SQ201280067081
【公开日】2014年10月1日 申请日期:2012年11月16日 优先权日:2011年11月18日
【发明者】杰西·R·奇塔姆三世, R·C·佩特罗斯基, N·W·图尔安, 查尔斯·惠特默 申请人:泰拉能源公司