可消除放射性的核反应堆系统的制作方法

本发明涉及一种核反应堆系统，更具体地涉及一种发电同时，促进放射性核裂变产物等长寿命放射性元素向稳定元素的转换，加快相对短寿命的放射性同位素衰变速率的核反应堆容器、核反应堆系统及其方法。

背景技术

1、核反应堆冷却系统

目前，正在建造的核反应堆大致分为利用快中子的快中子反应堆和利用热中子的热中子反应堆。快中子反应堆，大多使用铀(u)和/或钚(pu)作为燃料，金属钠(na)作为一次冷却剂。发电系统以前使用的是蒸汽轮机，这里需要的是金属钠(na)和水(h2o)的热交换器，金属钠(na)和水(h2o)一旦接触反应，就会产生爆炸性氢气的问题。考虑到金属钠(na)和水(h2o)之间反应的危险性，过去并没有建设许多高速反应堆。不使用金属钠(na)和水(h2o)组合作为冷却系统，有以下几种方法。

首先，使用金属钠(na)作为一次冷却剂，但是二次冷却剂不使用水(h2o)。二次冷却剂最有希望的候选者是二氧化碳(co2)气体。虽然关于超临界二氧化碳气体在涡轮机上的应用已经被研究开发，但目前正处于实机生产的开始阶段，因此制造10mw以下的超临界二氧化碳气体燃气轮机成为可能。专利文献1中公开了使用金属钠(na)作为一次冷却剂，超临界二氧化碳气体作为二次冷却剂的小型核能发电系统。但是，因为反应空系数为正且不透明，所以存在燃料交换时维护困难的问题。

另一种方法是，当使用水(h2o)作为二次冷却剂时，仅使用pb-bi或pb作为一次冷却剂。pb-bi反应堆已在俄罗斯研究开发，使用的是pb-bi共晶合金(pb45％-bi55％)。另外还有使用sn的方法。这里，我们以pb-bi为对象，对其有效性进行说明。

pb-bi作为冷却剂有如下优点。

(1)不需要中间冷却系统，因为重金属和水和空气反应性低，因此不需要由于冷却剂泄漏燃烧而引起的防火设备。

(2)铅和铅铋的沸点分别为1737℃和1670℃，比钠高，因此可以利用该冷却剂的高沸点获得高安全性。

(3)与钠相比，pb-bi的中子吸收截面小，散射截面大，因此可以预期优异的增殖性能和少数锕系元素(ma)的燃烧。

(4)由于冷却剂密度几乎和混合氧化物燃料(mox燃料)相同，假如燃料熔化，则很难沉积在反应堆容器的底部，因此通过回避再临界逻辑控制对堆芯设计的影响比钠小。

(5)此外，在pu-u-zr3元合金金属燃料中，由中子辐照生成的稀有气体成分在金属组织内均匀分布。因此，与不产生稀有气体成分的情况相比，金属热膨胀量增加了三个数量级以上(非专利文献1)。从该结果来看，我们可以预测与mox燃料相同，即使是三元合金金属燃料也会产生金属燃料比重小于冷却剂的现象。

pb-bi作为冷却剂有如下缺点。

(1)由于重金属具有高度腐蚀性，因此结构材料的选择范围很窄。

(2)由于pb-bi具有比钠更高的比重，在相同流速下更容易对结构材料产生腐蚀。因此，对线性流速的限制非常严格，且设计的自由度降低。

(3)因冷却剂中子辐照，产生挥发性钋(po210)，因此需要对覆盖冷却剂的覆盖气体系统和燃料处理系统进行密闭管理，而且维护工作也非常困难。

(4)因为pb-bi冷却剂比重高，所以需要大泵轴功率。另外“托里拆利真空”问题，主冷却系统和衰变热排出系统不能以最佳方式设置等问题，使得自由设计度降低。

(5)由于冷却剂比重高和增厚导致重量增加，有必要考虑容器和管道的支撑结构，还需要注意抗震设计。

使用已经具有实际成果的蒸汽轮机的情况下，如果使用高温下变成液体的pb-bi或sn代替金属na，则可以运转快中子反应堆。利用pb-bi作为一次冷却剂的快中子反应堆的开发研究已经得到广泛实施。利用pb-bi作为一次冷却剂，有一个优点是可以使用已经有实际成果的蒸汽轮机，但pb-bi等重金属在高温下有结构材料腐蚀的风险，实际上这是一个很大的问题(非专利文献2)。

另一方面，热中子反应堆中能见到的反应堆是轻水反应堆，轻水反应堆包括压水堆和沸水堆，技术已基本确立。过去虽然有使用碳作为减速剂，即二氧化碳气体作为冷却剂的二氧化碳气体冷却堆，但现在主流是轻水反应堆。轻水反应堆使用的是氧化物燃料，核燃料的燃烧度基本上由控制棒控制。废核燃料可以进行湿式再处理。

2、放射性核素的核素分离与放射性消除处理

2-1伴随核能发电放射性元素的生成和特征

核反应堆中发生的主要核反应是u235或者pu239通过中子引起核裂变，产生另一种核素(裂变产物)的反应，以及在u中不易发生核裂变的u238等，吸收中子，转换为pu或者其他超铀元素的反应。参照非专利文献3，如表1中所示，核反应堆排出的废核燃料中含有的放射性核素具有寿命长，辐射剂量大和毒性高的特点。从表1中可以看出，废核燃料大致分为超铀元素(tur)和裂变产物(fp)，另外tru含有少数锕系元素(ma)。ma寿命长，辐射剂量大，释放中子产生热量，从另一方面说是非常有效的能量源。伴随α衰变，ma释放y射线。随后，重复β衰变和γ衰变以转变为稳定核素。为了稳定ma，中子辐照是有效的。除ma外，fp也是一种寿命相对较长且有毒的放射性核素。许多fp经过β衰变和γ衰变，转变为稳定核素。

表1废核燃料主要的放射性元素

例如，当u235引起核裂变时，产生大约80种裂变产物，并且质量数从72到160广泛分布，并且在质量数90和140附近形成峰值，呈鞍型分布。这些核裂变产物的衰变大致分为α衰变和β衰变两种类型。通常，这些衰变完成后会引起γ衰变。本发明以下列核裂变产物为对象。

(1)半衰期长的少数锕系元素

根据报告，这些元素在经历α衰变，释放中子，β衰变和γ线的释放后转换成稳定元素。具体而言，如表1所示，np237，am241，am243，cm244等是一个问题。这些核素的半衰期长，具有发热特性，因此有必要采取措施防止γ射线和中子射线的强烈发射。此外，在少数锕系元素(ma)中，cm244具有非常高的自发核裂变性质。因此在核反应堆中消除ma等放射性核素时，有必要对这种自发核裂变的中子采取对策。

(2)寿命相对较短的放射性同位素

除少数锕系元素的放射性元素的衰变速率主要由β衰变过程决定。β衰变后紧接着引起γ衰变。由于β衰变在量子理论上是禁戒跃迁的，因此跃迁概率小，结果导致β衰变速率变小。

2-2核素分离/放射性消除处理的预期效果

与核电厂运行产生的低放射性废弃物相比，高放射性废弃物更多的是放射性强，发热量大，但半衰期短的核裂变产物，和虽然放射性没那么强，但半衰期长的核裂变产物或超铀元素。由于后者的存在，不能通过“管理型处置”来确保安全，“管理型处置”是根据放射性核素浓度的降低逐渐减少管理，并在几百年后结束管理。因此，需要将高放射性废弃物安全地埋藏在远离人类生活环境的深层稳定的地层中(地层处置)，以免对人类的生活环境产生显著影响。但是，由于难以确保处置场所，因此必须采用消除放射性废弃物的技术。

2-3核素分离技术

如上所述，高放射性废弃物包含放射性强，发热量大，半衰期短的核裂变产物，和像锕系元素那样虽然放射性没那么强，但半衰期长的核裂变产物。这种分离技术虽以从废核燃料中提取u或pu的再处理技术为基础，但也正在研究许多不同的方法。现在日本所采用的处理方法大致分为使用水和有机溶剂作为溶剂的高度化的湿式再处理方法和使用熔盐和液态金属镉(cd)作为溶剂的干式再处理方法。湿式再处理方法主要用于金属氧化物燃料。湿式再处理方法的应用使得通过提高u或pu的纯度来制造核武器成为可能。而干式再处理方法适用于金属燃料，由于放射性同位素杂质浓度高,因此不适合生产核武器。在干式再处理中，通过电解精炼提取u235和pu239，但不可避免混入与这些核素相近的少数锕系元素不纯物。专利文献2中指出了提高电解精炼精度的方法。另一方面，质量数相对较小的放射性裂变产物(fp)易于分离。

2-4衰变速率的加速(消除处理)技术

有如下所示的几种类型的衰变速率的加速(消除处理)技术。

(中子衰变速率加速：α衰变元素)

中子按中子能量分类，大致分为能量为0.5mev以上的快中子和能量为0.5mev以下的热中子。尽管热中子还可以进一步分类，但在本发明中，0.5mev以下的中子统称为热中子。

表1中所示的少数锕系元素(ma)元素是同u或者pu一样，能够通过中子引起核变化的物质。因此，为了将少数锕系元素(ma)转化为其他稳定元素，使用核反应堆引起核裂变反应是最有效的方法。核反应堆虽然有轻水堆、高速堆和质子加速器驱动的次临界快中子堆，但是如图1(非专利文献4)所示，少数锕系元素具有高能量的快中子有效地捕获中子或引起核裂变反应的特征。另外，使用核反应堆的消除放射性处理也可以利用少数锕系元素作为发电燃料。

核裂变产物(fp)也有长半衰期核素，例如碘(i)129(不包括玻璃固化体)和锝(tc)99。这些核素可以利用中子捕获反应来捕获中子并将它们转换成其他核素。因此，为了使用高速反应堆消除这些核素，需要在中子到达消除对象之前充分减速。另外，还可以采用光核反应，将γ射线吸收到核裂变产物中并将其转化为其他物质。例如，可以将铯(cs)137转化为稳定核素钡(ba)136，为了引起这种反应，正在研究加速器的使用。

(使用基本粒子的方法)

除了上述方法之外，还有使用基本粒子的方法。jereh.jenkins在报告中指出，太阳到达地球的中微子与放射性核素衰变速率的变化有关(非专利文献5)。具体而言，si32的β衰变速率与中微子束相关变化，进而ra226的α衰变速率也与中微子束相关变化。

此外，s.abe在报告中指出：μ介子加速β衰变速率，对将来放射性核反应堆废弃物的消除处理是有帮助的(非专利文献6)。原子核通过吸收μ介子引起元素转变，使之成为一种新的同位素。但是，当处理大量放射性废弃物时，需要产生大量的μ介子。因此通常，使用巨大加速器来生成μ介子和基本粒子。

(使用其他方法促进衰变速率：β衰变元素)

β衰变分为释放负电子的β^-衰变和释放正电子的β⁺衰变。20世纪90年代之前，据说β衰变速率在外部条件下保持不变。而且长寿命的β衰变跃迁在量子力学上基本是被禁止的。但是有人提议，禁戒跃迁并不是绝对的，如果能够提供足以破坏量子力学选择定则的角动量，向原子核施加强大的低频电磁场，则可以提高衰变速率。为了改变原子核的衰变速率，电磁场必须改变原子核中的电子状态。h.r.reiss等人在以下报告(非专利文献7)中提出了一种提高β衰变速率的方法。

非专利文献7中记载了加强低频电磁场和原子核相互作用的基本物理现象，特别是描述了β衰变速率的基本理论。因为考虑到在禁戒跃迁的现象上附加容许跃迁，关于原子核和电磁场的相互作用，最初采用了量子力学的微扰理论。例如表示原子核状态的哈密顿函数ht用相互作用的哈密顿量λh表示如下。

公式1:ht＝h0+λh

如果摄动项有效，能量等级即为复数，容许跃迁被部分混合。

另一种方法是将完全不同的机制作为非摄动项与哈密顿函数ht组合。例如，原子成等离子态，通过原子核周围的电子降低屏蔽效应的方法。屏蔽效应降低可能直接影响外场原子核。另外，如果原子核本身处于衰变等不稳定状态，则很容易受到外场的影响。

作为一种具体的方法，可以测定β^-衰变速率加速的情况，作为摄动项的变数。当在1khz至50mhz无线电波的空腔谐振器中，放置放射性元素cs137时，β^-衰变速率上升到10^-4。除此之外，最近报告指出了通过mev能量照射脉冲激光可以提高衰变速率(非专利文献8)。例如，报告中指出有望以1khz以下的频率照射几百飞秒(10^-15秒)的脉冲(非专利文献8)。基于这些结果，原则上可以通过用低频电磁场照射放射性元素来改变放射性元素的衰变速率。通过施加低频电磁场，可以减少原子核外电子的屏蔽效应。

另一方面，m.pitkanen在报告中指出了由拓扑几何动力学(topologicalgeometro-dynamics(tgd))引起的关于旋转磁场的特殊性质的现象(非专利文献9)。当磁场旋转时，通过洛伦兹力引起电场。报告中提出通过使用这样的电场和磁场降低核外屏蔽效应，通过外场提高β衰变速率的可能性。

[现有技术文献]

[专利文献]

[专利文献1]国际公开号2013/094196

[专利文献2]专利申请号：2015-197656

[专利文献3]专利申请号：2015-075942

[非专利文献]

[非专利文献1]w.f.murphy,w.n.beck,f.l.brown,b.j.koprowski,andl.a.neimark,“postirradiationexaminationofu-pu-zrfuelelementsirradiatedinebr-i1to4.5atomicpercentburnup”,argonnenationallaboratory,9700southcassavenue,argonne.

[非专利文献2]此村守、岛川佳郎、堀徹、川崎信史、江沼康弘、木田正則、笠井重夫、一宮正和《循环机制技术报告》no.12别册2001年9月

[非专利文献3]大井川宏之《东海论坛对放射性废弃物核转换技术的挑战》日本原子能研发机构，原子能基础工学研究部·j-parc中心

[非专利文献4]wastetransmutation/energyforpeace；nuclearpowerdeception(vol.8,no.3)

[非专利文献5]jereh.jenkins,ephraimfischbach,johnb.buncher,johnt.gruenwald,dennise.krause,andjoshuaj.mattes,“evidenceforcorrelationsbetweennucleardecayratesandearth-sundistance”,astropart.phys.32,42-46(2009)；arxiv:0808.3283v1

[非专利文献6]shin-ichiroabe,andtatsuhikosato,“feasibilitystudyofnucleartransmutationbynegativemuoncapturereactionusingthephitscode”,epjwebofconferences122,04002(2016)

[非专利文献7]finalreport,“acceleratedbetadecayfordisposaloffission,fragmentwastes”：principalinvestigator:howardr.reiss,physicsdepartment,americanuniversity,washington,dc20016-8058

[非专利文献8]a.v.simakin,g.a.shafeev,“acceleratedalpha-decayof232uisotopeachievedbyexposureofitsaqueoussolutionwithgoldnanoparticlestolaserradiation”，physicsofwavephenomena,2013,vol.21,no.1pp.31-37

[非专利文献9]m.pitkanen,“aboutstrangeeffectsrelatedtorotatingmagneticsystems”,dept.ofphysics,universityofhelsinki,helsinki,finland.email:matpitka@rock.helsinki.fi.

技术实现要素：

发明要解决的问题

本发明旨在解决将核反应堆产生的高放射性废弃物在深层稳定的地层中安全地埋藏处置，以免对生活环境产生显着影响这一问题。

利用上述原理，本发明提供一种核反应堆、核反应堆系统以及方法，在核反应堆中发电时，利用快中子和热中子促进少数锕系元素和其他放射性裂变产物等长寿命放射性元素向稳定元素的转换，通过低频磁场的施加，提高寿命相对较短的放射性同位素的衰变速率。

用于解决问题的方案

基于上述现象，本发明提供一种核反应堆，通过以下方法加速放射性核素的α衰变和β衰变速率。

1、具有两个区域(快中子+热中子)的核反应堆

利用中子加速α衰变速率和β衰变速率，所以有必要关注放射性元素中子俘获截面以及裂变截面与中子能量之间的关系。为了广泛利用分布的中子能量，需要能够同时使用快中子和热中子的核反应堆。因此，在一个核反应堆容器中有两个区域，一个是快中子利用区域，一个是热中子利用区域。具体而言，就是在一个核反应堆容器内放入另一个容器。

图2a、2b和2c示出了具有快中子利用区域和热中子利用区域的核反应堆构造。在图2a所示的构造中，在热中子利用区域中设置第2容器(12)，在第2容器(12)内装填消除fp放射性用集合体(24)，在第2容器上设置二次冷却剂入口(43)和出口(44)。另外，在第2容器(12)内收容第1容器(11)，在第1容器(11)内部装填燃料集合体(22)，燃料集合体(22)是由除u和pu之外还混入了ma的燃料棒集合而成。在燃料集合体的周围设置反射体(31)，根据专利文献3，反射体(31)能够通过支撑体等的热变形而改变中子反射体的反射效率，从而实现负载跟随型控制。

在图2b所示的构造中，在第2容器(12)内首先装填消除fp放射性用集合体(24)，在第2容器上设置二次冷却剂入口(43)和出口(44)。另外，在第2容器(12)内收容第1容器(11)，在第1容器(11)内部装填燃料集合体(22)，根据专利文献3在燃料集合体的周围设置热变形的反射体(31)。在这一构造中，假设燃料集合体(22)中混入的ma浓度很高，那么如上所述，安装控制棒(140)可以有效防止因ma的自发裂变而产生中子过剩。另外，作为附加措施，如有必要，可以设置分割反射体(31)，分割反射体(31)的堆芯接近临界尺寸，通过热膨胀/收缩实现负载追随型控制。

图2c示出了图2b中所示的核反应堆构造的另一种构造。在这一构造中，可以使注入第1容器内的一次冷却剂自然对流。在核反应堆容器(1)中设置第1容器(11)，在第1容器(11)内装填燃料集合体(22)、消除ma放射性用集合体(23)，在其周围设置反射体(31)。在反射体(31)、燃料集合体(22)、消除ma放射性用集合体(23)的周围设置圆筒(160)，圆筒(160)促进一次冷却剂的自然对流。另外，在第1容器的周围设置第2容器(12)，在第2容器(12)内配置消除fp放射性用集合体(24)，使二次冷却剂从二次冷却剂入口(43)向出口(44)循环流动。通过第1容器中的核反应和第2容器内的fp产生的热量加热二次冷却剂，一次冷却剂除了使用pb-bi之外，还可以使用sn。

在本发明中，目的是制造用于消除核材料放射性的核反应堆，同时降低制造和操作成本。因此，正如专利文献3中所说明的，在小型堆芯(燃料集合体)周围，采用热膨胀现象引起的反射体热变形的负载跟随型控制系统。本发明的反射体材料可以使用碳(c)或铍(be)。此外，本发明中使用的燃料集合体是由不锈钢制燃料棒中插入zr-pu-u组成的金属燃料棒束，捆绑50根以上的燃料棒组合而成。根据报告指出，金属燃料棒束通过中子辐照生成在燃料棒束中均匀分布的稀有气体产物，进而在600-650℃之间发生相变化(专利文献10)。由于这两种现象，燃料棒束在百分数量级中引起热膨胀，使得在该温度范围内，核分裂的反应度变成临界以下(中子倍增系数keff＜1)。以这种方式，基于热膨胀的自然现象而不是现有技术的工程安全系统，可以实现廉价的安全设计。

2、设置适用于放射性衰变速率加速的消除放射性用集合体

如表1所示，混入fp的消除放射性用燃料集合体与燃料一同加工，并作为消除放射性用棒装载在热中子利用区域的第2容器内。为了使第2容器成为热中子利用的区域，有必要将第一区域中产生的快中子转换成热中子。因此，使减速剂兼冷却剂在第2容器中循环。本发明中使用的减速剂兼冷却剂，可以有以下材料。

(二次冷却剂兼减速剂)

co2气体(超临界co2气体或者亚临界co2气体)和水(轻水或重水)作为减速剂兼冷却剂的材料是非常有效果的。在本发明中，一次冷却剂使用金属钠的情况下，使用超临界co2气体或者亚临界co2气体用涡轮机。co2气体作为减速剂是非常有效的。使用co2气体作为涡轮机动力后，必须对超临界co2气体加热。预先对第2容器内的超临界co2气体再加热后，通过主热交换器加热，从而提高热效率。一次冷却剂使用pb-bi或sn的情况下，二次冷却剂可以使用水。由于水也是有效的减速剂，因此它在本发明中也是有效果的。

(设置燃料集合体(混入ma))

本发明中，由于装载了金属燃料，因此预计使用的废核燃料要经过干式再处理。通过干式再处理制造燃料棒束时，不可能完全除去作为杂质的ma。结果，ma混入燃料集合体中，并且通过快中子辐照转变成稳定核素。为了有效地利用该机制，可以通过增加燃料棒束中的ma的混入度，来提高ma的消除比率。

(设置燃料集合体和消除放射性用集合体)

图4示出了在快中子利用区域和热中子利用区域，燃料集合体和消除放射性用集合体的配置示例。图4中，热中子利用区域的第2容器(12)设置在快中子利用区域的第1容器(11)的外侧，在第1容器(11)内装载燃料集合体(22)，在其周围设置反射体(31)。另外，根据需要可以与消除ma放射性用集合体(23)一起安装。另外还可以根据需要设置快中子控制棒(140)，来应对由ma产生的中子。另一方面，在第2容器(12)内装载消除用集合体(23)、(24)，消除ma放射性用集合体(23)设置在内侧，消除fp放射性用集合体(24)设置在外侧。因为高能中子适合消除ma，所以将消除ma放射性用集合体(23)设置在第2容器的最内侧。

(由于利用了进行消除放射性用的第2容器，从而构成了高效的热电生成系统)

本发明中，首先，在快中子利用区域的第1容器中，核反应堆保持在临界值以上产生热能，同时产生电输出。使用金属燃料棒作为快中子反应堆，在不锈钢制的燃料棒护套中插入由zr-pu-u组成的三元合金燃料棒束，据报告指出，该组成合金在600℃至650℃之间发生相变化，随着核反应堆的运转，产生稀有气体，并均匀分布在燃料中(专利文献10)。由于相变化和稀有气体的存在，在600℃至650℃之间燃料棒以百分数量级膨胀。因此，装载有燃料棒的核反应堆具有非常低的失控风险。为了改善热传导性，在护套和燃料棒束之间填充金属钠。另外，容器内高温下还可以填充液态金属na、sn或pb-bi。

首先，参照图5对本发明的基本系统进行说明。图5示出了超临界co2气体涡轮机发电系统，该系统中，一次冷却剂使用金属钠，二次冷却剂使用超临界co2气体。核反应堆容器(1)和消除放射性用第2容器(12)共用，在其中心部放入第1容器(11)。在第1容器内装载燃料集合体(22)，在其周围设置因热膨胀变形的反射体(31)。一次冷却剂从一次冷却剂入口(41)供应到第1容器中，并且经由供给管线(46)从出口(42)供应到主热交换器(7)。完成热交换之后，一次冷却剂经由返回管线(47)再次供给到第1容器内。

二次冷却剂超临界co2气体从返回管线(43)填充到第2容器中，超临界co2气体通过快中子和消除放射性用集合体被加热后，通过出口管线(44)供给到热交换器(7)。在该系统中，涡轮机排出的超临界co2气体在核反应堆容器(1)中预先加热，因此进一步提高了热交换效率。

在核反应堆容器(1)和主热交换器(7)中加热的超临界co2气体使超临界co2气体燃气轮机(8)旋转以产生电力。燃气轮机(8)与压缩机(9)相连，压缩机(9)用来压缩co2气体。被使用的co2气体再次在热交换器中被冷却后，供给到压缩机(9)，被压缩成超临界co2气体。超临界co2气体再次通过热交换器后，经由返回管线(51)再次供给到第2容器(12)中。

接下来，对代替金属na使用pb-bi作为一次冷却剂的情况进行说明。使用pb-bi作为一次冷却剂时，可以使用水作为二次冷却剂，也可以使用co2气体作为二次冷却剂。如图6a所示，可以使用蒸汽轮机(60)代替co2燃气轮机(8)，如果使用蒸汽轮机，则需要冷凝器(61)代替压缩机(9)和冷却器(52)。为了将蒸汽变成水，并对水进行加热，设置加热器(62)和(63)。通常，在大型蒸汽轮机系统中，使用低压加热器(62)，高压加热器(63)和二级加热系统。本发明的系统中，可以进行二级加热。二级加热的水使用供给泵(36)经由管道(51)和第2容器入口(43)供给到第2容器(12)中。在第2容器中加热的原水从第2容器出口(44)供应到主热交换器(7)。由主热交换器(7)中加热的蒸汽被供给到蒸汽轮机(60)中。这样，由于原水在被送到主热交换器之前在核反应堆中被预先加热，因此可以进一步提高核反应堆的热效率。

图6b示出了使用pb-bi作为一次冷却剂的另一方法。在核反应堆容器(1)的内侧设置第1容器(11)，外侧设置第2容器(12)。在第1容器(11)内，设置一次冷却剂、燃料集合体(22)、反射体(31)和一次冷却剂自然对流加速筒(160)。另外，根据需要可以设置快中子吸收体(140)。在第2容器中，设置消除fp放射性用集合体(24)并供应二次冷却剂。在本实施例中，二次冷却剂使用水。消除fp放射性用集合体(24)和燃料集合体(22)产生的热能通过使用二次冷却剂循环泵(36)在热交换器(7)之间循环。为了抑制二次冷却剂水蒸发，设置蓄能器(59)。在热交换器(7)中加热产生的蒸汽通过蒸汽轮机(60)发电之后，蒸汽通过冷凝器(61)变成水，然后水经过供给泵(37)再次供应到热交换器(7)中被加热。

(加速β衰变速率)

如上所述，本发明中，中子能够加速α衰变速率。接下来，对加速β衰变的方法进行说明。如上所述，为了通过外场加速β衰变速率，大大降低核外电子的屏蔽效应，增强对外部电场、磁场原子核的影响，本发明提供一种能够使放射性元素衰变速率变大的核反应堆构造。基本上要考虑以下方面。

(1)为了提高β的衰变速率，要以低成本增加基本粒子(中微子，μ介子)和中子共存的基本粒子束和中子束。

(2)并入通过核外电子降低屏蔽效应的构造

(3)可以施加低频(1khz至50mhz)电磁场

本发明中，除了α衰变加速，还要并入缩短在所述核反应堆内生成的长寿命放射性核素β衰变半衰期的构造。加速β衰变的方法大致分为使用中子俘获反应转换为稳定核素的方法和基于量子理论中的微扰理论的方法。使用中子方法的典型例子是i129和cs135。i129捕获中子最终变成xe130而稳定。cs135同样变为ba136并变得稳定。如上所述，这些中子俘获反应在核反应堆热中子利用区域得到促进。本发明以具有比较长寿命半衰期的β^-衰变的放射性核素为对象。

另一方面，为了直接加速β衰变，h.r.reiss提倡基于微扰理论的β衰变加速理论，通过向放射性核素施加电磁场，以促进放射性核素的β衰变(专利文献7)。基本上，当兴奋核素转变成稳定核素时，会引起β衰变，但是长寿命的β衰变在量子学理论上是禁止跃迁的。因为长寿命的β衰变是禁止跃迁的，所以衰变的半衰期变长，而放射性核素的半衰期也变长。为了在禁止跃迁的限度内部分加入容许跃迁的范围，作为摄动项，需要施加50khh-50mhz的低频率电磁场成分。除了施加低周波电磁之外，还可以期待核反应堆特有的中微子和μ介子等基本粒子(核反应堆内一个元素裂变，生成6个中微子)与大约300℃以上的高温的协同效果。

图7示出了本发明对具有两个区域的核反应堆施加低频电磁场的方法。在热中子利用区域(第2容器)(12)内放入快中子利用区域的(第1容器)(11)，将消除放射性用集合体(21)(消除fp放射性用集合体)填装入第2容器(12)内。另一方面，根据需要，燃料集合体(22)和消除ma放射性用集合体(23)填装在第1容器(11)内。反射体(31)设置在燃料集合体(22)周围。然后在消除放射性用集合体(21)的周围设置电磁线圈(123)，并且施加50khz至50mhz，优选100khz至10mhz的交流磁场产生的低频电磁场。在这一构造中，电磁线圈(123)的中心磁场由以下公式表示。

公式2：h＝nl/2(h：线圈的中心磁场n：线圈的圈数i：电流)

电磁线圈基本上旨在形成磁场，但是在本发明中，通过交流通电，产生交流磁场，并且随着交流磁场而产生电磁场。该电磁场可以称为低频电磁场。

具体而言，本发明的核反应堆系统的构造如下：

核反应堆容器，所述核反应堆容器是由第1容器和第2容器构成，所述第1容器是利用快中子的区域，所述第2容器是利用核反应堆中的能量低于0.5mev的热中子的区域，所述快中子利用区域，包括多个燃料集合体和一次冷却剂的液态金属，所述多个燃料集合体是由50根以上的金属燃料棒捆绑而成，所述金属燃料棒是由插入在不锈钢护套中的金属燃料束构成，所述金属燃料束是锆(zr)和铀(u)和/或钚(pu)的合金组成；

所述热中子利用区域，装载中子减速剂和二次冷却剂可以兼用的非金属材料和消除放射性用集合体，所述消除放射性用集合体是将放射性核素加工成颗粒状或者针状的放射性物质放入由不锈钢或者zr材料制成的护套中形成的，所述放射性核素是废核燃料棒再处理工程中分离出的少数锕系元素或者核裂变产物；

由快中子产生的热能通过一次冷却剂传递到热交换器，在热交换器中的所述一次冷却剂和所述二次冷却剂之间进行热交换之后，所述二次冷却剂向涡轮系统供给热能发电，同时，利用减速快中子产生的热中子，加快放射性核素向稳定核素的转换，降低放射性核素浓度。

另外，在本发明的核反应堆系统中，所述燃料集合体的所述一次冷却剂可以使用金属钠，所述消除放射性用集合体的所述二次冷却剂，可以使用冷却剂兼减速剂的二氧化碳(co2)气体，同时配备提供二氧化碳气体驱动轮机。另外，一次冷却剂使用铅-铋(pb-bi)或sn的情况下，二次冷却剂可以使用轻水。轻水和二氧化碳(co2)一样也可以作为减速剂使用。二次冷却剂使用轻水的情况下，要使用蒸汽轮机。

在本发明的核反应堆系统中，从所述涡轮系统中返回的所述co2气体或者轻水一旦供给到消除放射性用的所述第2容器之后，所述一次冷却剂和所述二次冷却剂在所述热交换器中进行热交换，提高热交换效率。

在本发明的核反应堆系统中，所述燃料集合体的所述一次冷却剂使用铅-铋(pb-bi)或单独使用pb，所述二次冷却剂使用水(h2o)，水也用作所述消除放射性用集合体的减速剂，同时配备蒸汽轮机。

在本发明的核反应堆系统中，从所述涡轮系统中返回的水，供给到消除放射性用集合体的的所述第2容器之后，所述一次冷却剂和所述二次冷却剂在所述热交换器中进行热交换，提高热交换效率。

在本发明的核反应堆系统中，所述第2容器内装载的所述消除放射性用集合体，和从废核燃料中分离精炼的放射性裂变产物(fp)外，还可以混入使用颗粒或者束状的se79，sr90，zr93，tc99，sn126，cs135，cs137当中的至少一种，通过对所述消除放射性用集合体进行0.5mev以下能量的热中子辐照，有效地加快放射性核素向稳定核素的转换，降低放射性核素浓度。

在本发明的核反应堆系统中，在所述利用快中子的第1容器中，收纳所述利用热中子的第2容器。

在本发明的核反应堆系统中，在所述利用热中子的第2容器中，收纳所述利用热中子的第1容器。

在本发明的核反应堆系统中，所述二次冷却剂使用超临界二氧化碳(co2)气体或者轻水。

在本发明的核反应堆系统中，在所述第1容器内装载的多个所述燃料集合体的周围，设置通过快中子自动控制核裂变反应的反射体，所述反射体可通过热膨胀变形，所述反射体效率和温度具有反相关构造。

在本发明的核反应堆系统中，所述反射体的构造材料可以使用碳(c)或铍(be)，所述反射体在圆周方向上被分成四个或更多个部分，在所述分割反射体上安装热膨胀系数大的不锈钢弹簧，或者在铁和镍合金中添加锰，铬，铜等两种具有不同热膨胀系数的双金属片。随着温度升高，使反射效率由于弹簧的热膨胀而降低。

在本发明的核反应堆系统中，所述反射体在半径方向或者高度方向上被分割，分割的各个反射体在不锈钢壳体中填充石墨或碳，各个反射体间通过不锈钢或者铁和镍合金中添加锰，铬，铜等两种具有不同热膨胀系数的双金属片连接，通过不锈钢的热膨胀降低反射体的中子反射效率。

在本发明的核反应堆系统中，在所述消除放射性用集合体的周围设置电磁线圈，产生50khz至50mhz的低频电磁场，所述消除放射性用集合体混入了装载在所述第2容器中的裂变产物(fp)，同时，通过向所述消除放射性用集合体施加所述热中子，从而加速所述放射性裂变产物的β衰变速率。所述热中子是在所述第2容器的外侧的所述第1容器内产生的快中子减速形成的。

在本发明的核反应堆系统中，在所述第2容器的半径方向的周围设置电磁线圈，将所述消除放射性用集合体与所述放射性核分裂废物混合加载到第2容器中，然后向所述消除放射性用集合体施加100khz至10mhz的低频电磁场，此外，第1容器设置在第2容器内，在第2容器内用所述反射体的反应堆堆芯产生的热中子照射，加速少数锕系元素转换成稳定元素的速度。

在本发明的核反应堆系统中，所述第1容器为直径2m以下的圆筒状，所述核反应堆容器中收纳的所述燃料集合体，是由50根以上的燃料棒组成的，所述燃料棒形成为5mm～15mm的直径及2.0m以下的长度，在所述燃料集合体的周围设置6个以上的所述反射体，所述反射体通过热膨胀而变形，从而实现负载追随型控制。

在本发明的核反应堆系统中，在所述燃料集合体中，通过将含有少数锕系元素的燃料束插入燃料棒护套中，通过快中子加速放射性少数锕系元素向稳定元素的转变。

在本发明的核反应堆系统中，核反应堆容器的半径为2米以上，在所述容器中设置两台第1容器和两台第2容器，所述两台第1容器是装载所述金属燃料集合体，填充有液态金属一次冷却剂的快中子利用区域，所述两台第2容器是装载有所述消除放射用集合体，所述消除放射用集合体收纳少数锕系元素或者核裂变废物，属于热中子利用区域，通过所述二次冷却剂从所述容器和含有放射性废弃物的所述消除放射用集合体中除去热量，进而利用所述热量发电。

本发明还提供以下方法。

所述核反应堆系统方法包括：核反应堆容器，所述核反应堆容器是由第1容器和第2容器构成，所述第1容器是利用快中子区域，所述第2容器是利用核反应堆中的能量低于0.5mev的热中子区域，所述快中子利用区域，包括多个燃料集合体和作为一次冷却剂的液态金属，所述多个燃料集合体是由50根以上的金属燃料棒捆绑而成，所述金属燃料棒是由插入在不锈钢护套中的金属燃料束构成，所述金属燃料束是锆(zr)和铀(u)和/或钚(pu)的合金组成；

所述热中子利用区域，装载中子减速剂和二次冷却剂可以兼用的非金属材料和消除放射性用集合体，所述消除放射性用集合体是将放射性核素加工成颗粒状或者针状的放射性物质放入由不锈钢或者zr材料制成的护套中形成的，所述反射性核素是废核燃料棒再处理工程中分离出的少数锕系元素或者核裂变产物；

由快中子产生的热能通过所述一次冷却剂传递到热交换器，在所述热交换器中，所述一次冷却剂和所述二次冷却剂之间进行热交换之后，所述二次冷却剂向涡轮系统供给热能发电，同时，利用减速快中子产生的热中子，加快放射性核素转化为稳定核素的速度，降低放射性核素浓度。

本发明的方法，其中，所述燃料集合体的所述一次冷却剂使用金属钠，所述消除放射性用集合体的所述二次冷却剂可以使用冷却剂兼减速剂的二氧化碳(co2)或者轻水，还要配置二氧化碳驱动轮机或者蒸汽轮机。

本发明的方法，其中，从所述涡轮系统中返回的所述二氧化碳气体一旦供给到消除放射性用所述第2容器之后，所述一次冷却剂和所述二次冷却剂在所述热交换器中进行热交换，提高热交换效率。

本发明的方法，其中，所述燃料集合体的所述一次冷却剂使用铅-铋(pb-bi)或单独使用pb，所述二次冷却剂使用水(h2o)，水也可用作所述消除放射性用集合体的减速剂，使用蒸汽轮机。

本发明的方法，其中，从所述涡轮系统中返回的水，供给到所述消除放射性用集合体的所述第2容器之后，所述一次冷却剂和所述二次冷却剂在所述热交换器中进行热交换，提高热交换效率。

本发明的方法，其中，所述第2容器内装载的所述消除放射性用集合体，和从废核燃料中分离精炼的放射性裂变产物(fp)外，还要可以混入使用颗粒或者束状的se79，sr90，zr93，tc99，sn126，cs135，cs137当中的至少一种，通过对所述消除放射性用集合体进行0.5mev以下能量的热中子辐照，有效地加快放射性核素转化为稳定核素的速度，降低放射性核素浓度。

本发明的方法，其中，在所述消除放射性用集合体的周围设置电磁线圈，产生50khz至50mhz的低频电磁场，所述消除放射性用集合体混入了所述核裂变产物(fp)，所述核裂变产物(fp)装在所述第2容器内，同时，通过所述热中子向所述消除放射性用集合体施加电压，所述热中子是在所述第2容器的外侧的所述第1容器内产生的快中子减速形成的，从而加速所述放射性裂变产物的β衰变速率。

本发明的方法，其中，在所述第2容器的半径方向的周围设置电磁线圈，将所述消除放射性用集合体装在所述第2容器内，所述消除放射性用集合体混入了所述放射性核分裂废弃物，然后向所述消除放射性用集合体施加100khz至10mhz的低频电磁场，此外，所述第1容器设置在第2容器内，在第2容器内用所述反射体的反应堆堆芯产生的热中子照射，加速fp元素转换成稳定元素的速度。

本发明的方法，其中，所述第1容器为直径2m以下的圆筒状，所述核反应堆容器中收纳的所述燃料集合体，是由50根以上的燃料棒组成的，所述燃料棒形成为5mm～15mm的直径及2.0m以下的长度，在所述燃料集合体的周围设置6个以上的所述反射体，所述反射体通过热膨胀而变形，从而实现负载追随型控制。

本发明的方法，其中，在所述燃料集合体中，通过将含有少数锕系元素的燃料束插入燃料棒护套中，通过快中子加速放射性少数锕系元素向稳定元素的转变。

发明效果

本发明提供一种在发电时，促进放射性核裂变产物等长寿命放射性元素向稳定元素的转换，提高寿命相对较短的放射性同位素的衰变速率的核反应堆系统。

附图说明

图1是少数锕系元素am243的中子捕获截面的中子能量依赖性曲线图。

图2a示出了热中子利用区域内配置快中子利用区域的核反应堆的示意性剖视图。

图2b示出了热中子利用区域内配置快中子利用区域的另一核反应堆的示意性剖视图。

图2c示出了热中子利用区域内配置快中子利用区域的另一核反应堆的示意性剖视图。

图3示出了本发明燃料集合体的构造。

图4示出了本发明装填在快中子利用区域(第1容器)内的燃料集合体和消除放射性用集合体(消除ma放射性用集合体和消除fp放射性用集合体)的配置实例，快中子利用区域设置在热中子利用区域(第2容器)内。

图5是示出了本发明使用金属钠作为一次冷却剂，超临界co2气体作为二次冷却剂的核反应堆系统。

图6a示出了本发明使用pb-bi或者sn作为一次冷却剂，水作为二次冷却剂的核反应堆系统。

图6b示出了本发明使用pb-bi作为自然对流的一次冷却剂，水作为二次冷却剂的核反应堆系统。

图7示出了通过施加低频电磁场实现消除放射性核反应堆的示意性剖视图。

图8a示出了本发明的分割反射体堆芯温度低的斜视图。

图8b示出了本发明的分割反射体堆芯温度高的斜视图。

图9示出了第2容器内设置第1容器的核反应堆的快中子束和热中子束在堆芯半径的分布曲线图。

图10示出了本发明在快中子利用区域的第1容器中有热中子利用区域的第2容器的核反应堆的示意性剖视图。

图11示出了本发明装填在热中子利用区域(第2容器)内的燃料集合体和消除放射性用集合体(消除ma放射性用集合体和消除fp放射性用集合体)的配置实例，热中子利用区域设置在快中子利用区域(第1容器)内。

图12示出了本发明第2容器内设置第1容器堆芯的快中子束和热中子束在堆芯半径的分布曲线图。

图13示出了本发明第1容器内放入装有燃料集合体的第2容器小型核反应堆系统的示意图。

图14示出了本发明在第1容器内设置第2容器，装填消除放射性用集合体的第2容器的电磁线圈的配置图。

图15示出了本发明的在第2容器内设置多个第1容器的核反应堆的示意性剖视图。

图16示出了本发明使用循环型一次冷却剂和二次冷却剂的核反应堆的示意性剖视图。

图17示出了本发明设置多个燃料集合体群(第1容器)，使用金属钠作为一次冷却剂，超临界co2气体作为二次冷却剂的核反应堆系统的示意性剖视图。

图18示出了本发明仅仅利用循环型二次冷却剂的核反应堆的示意性剖视图。

图19示出了本发明装填有二次冷却剂循环型的多个燃料集合体(第2容器)群的核反应堆系统的示意图。

图20示出了本发明的多燃料集合体群的大型核反应堆的示意性剖视图。

图21示出了本发明自然对流一次冷却剂的消除多放射性应对的核反应堆系统的示意图。

图22示出了本发明自然对流一次冷却剂的消除多放射性应对的大规模核反应堆系统的示意图。

具体实施方式

实施例1

如图2a和2b所示的核反应堆构造，在快中子利用区域第1容器(11)的外侧，设置热中子利用区域第2容器(12)。第一容器(11)中主要包括燃料集合体(22)和反射体(31)。第1容器内的核反应堆堆芯是由24根燃料棒组成燃料集合体构成的。所述燃料棒是在包覆管内封入金属性燃料束形成的，所述包覆管是由铁素体不锈钢或铬·钼钢制成的，所述金属性燃料束是锆(zr)和u(235,238)和pu239组成的合金，或由zr和u(235,238)和pu239的任一种组成的合金，为了提高传热特性，在燃料棒束和包覆管之间填充金属钠。除了金属钠之外，还可以使用镉(cd)，锡(sn)，铯(cs)等。第1容器形成为，直径2米以下，装装燃料棒的有效的高度为约20米以下的圆筒状。在第2容器(12)内安装消除放射性用棒(23)和(24)。

本实施例中所使用的如图3所示的金属燃料棒束是由zr和u(235,238)和pu239的合金制成，富集程度19％，直径为10mm以下，高10cm以上的棒状。所述金属燃料棒束封装在由铁素体不锈钢制成的包覆管中，以构成燃料棒(221)。其中封装金属燃料棒束的包覆管形成为直径为10mm以下，长3m的，细长的圆筒状。金属燃料棒的核裂变有效长度约为1.5m。捆绑150个燃料棒形成燃料集合体。因此，燃料集合体(22)是由长度约为1.5m的燃料棒组成的，所以它与燃料棒的长度大致相同，为1.5m。如图2a和2b所示，因为高度约为1.5m的燃料集合体(22)装在高度h1为20m以下的第1容器(11)的底部，所以第1个容器上部具有约3-5m的空间。

反射体(31)的构造与因热膨胀变形的反射体的负载跟随型小型核反应堆(专利文献3)中使用的反射体构造相同。在本实施例中使用的是如图8a和图8b所示的12个分割反射体(31)。反射体(31)在分割反射体(302)的支撑棒(300)上安装弹簧状金属片(301)。在反射体不锈钢制的容器中填充石墨碳素，除此之外，还可以使用铍或者碳化钨。当反应堆堆芯温度低时，如图8a所示，分割反射体关闭。相反，当堆芯温度升高时，如图8b所示分割反射体打开，中子反射效率降低。以这种方式，通过使用分割反射体能够自动控制堆芯温度。可以使用计算代码citation确认临界特性。

另外，在第2容器内的热中子利用区域内装载的消除放射性用棒中添加了ma的情况，如果含有释放中子元素的cm244、am243的话，可能会释放过剩中子，扰乱核反应堆的临界特性。因此需要在第1容器内安装吸收过剩中子控制棒(140)。如图9所示，为了确认本发明的效果，计算了中子分布。第1容器内装载的燃料集合体的半径为35cm，反射体的厚度为10cm。此外，在第2容器内供给减速剂兼冷却剂。通过在核反应堆中心设置快中子利用区域，外部设置热中子利用区域，使第2容器内热中子束的衰变程度变小。

实施例2

正如专利文献3中所说，处理废金属燃料的有效方法是干式再处理。在大约500℃高温的lici-kci熔盐中，电解精炼废金属燃料，以分离核燃料u、pu和超铀元素ma和fp。但是在电解精练的过程中，通过使用fe或cd的阴极电极的还原反应析出了u和pu，但是因为ma具有与u和pu比较相近的化学特性，因此一部分ma也同时被析出，高达10％。这样就很难完全分离u，pu和ma。因此，ma混入在u和pu作为主要成分的金属燃料束中，那么燃料集合体中也就含有ma。

在基本干式再处理的过程中，通过将分离出的ma最终转换成氧化物，使废弃物容易保管。将氧化状态的ma插入内径为10mm至150mm的不锈钢管状容器中。如果容器内径为30mm以下，那么将其弄成集合体状，装入第2容器(12)中。另一方面，熔盐中很有可能残留fp，那么需要使用光学滤光器将混入fp的熔盐过滤。过滤fp的过滤器最终将fp浇铸成玻璃固化体。玻璃固化的fp和ma一样，插入高度为3m，内径为10mm至150mm的不锈钢圆柱形容器中。如果容器内径为30mm以下，那么将其弄成集合体状，装入第2容器(12)中。如以下实施例3所示，因为装载的fp处于玻璃固化状态，因此适合于施加低频电磁场。

实施例3

如图10所示，在热中子利用区域第2容器(12)的外侧设置快中子利用区域第1容器(11)。在第1容器内装填燃料集合体(22)，在其周围设置反射体(31)。根据需要设置快中子用控制棒(141)来应对ma产生的中子。另外，在第2容器(12)内安装消除放射性用集合体(21)，如图11所示，消除ma放射性用集合体(24)设置在内侧，消除fp放射性用集合体(23)设置在外侧。因为高能量中子适合消除ma，所以将消除ma放射性用集合体(24)设置在第2容器的最里面。

另一方面，燃料集合体(22)装载在第1容器中。反射体(31)设置在燃料集合体群的外侧，燃料集合体群的外径设定为60cm。图12示出了堆芯构造与中子分布的结果。从该图中可以看出，反应堆中心区域的第2容器内的快中子束减少，而热中子束在核反应堆中心达到最大。这表明这对加速ma和fp的放射性半衰期来说是非常好的状态。

实施例4

图13示出了在第1容器(11)内有第2容器(12)的核反应堆系统。该系统，在第1容器(11)内装填燃料集合体(22)，在其周围设置反射体(31)。然后，使用设置在一次冷却剂供给线(47)上的循环泵(5)，从入口(41)将金属钠填充到第1容器(11)内，并且通过一次冷却剂返回管线(46)从出口(42)，将一次冷却剂送到主热交换器(7)中。

消除放射性用集合体(21)装载在第2容器(12)内。二次冷却剂超临界co2使用循环泵(36)经由二次冷却剂供给线(51)从第2容器入口(43)供给到第2容器(12)内。被消除放射性用集合体(21)加热的二次冷却剂从容器出口(44)被输送到主热交换器(7)中。在主热交换器(7)中进一步加热的二次冷却剂被输送给超临界co2气体涡轮机(8)，旋转涡轮机(8)进行发电。涡轮机(8)与压缩co2气体的压缩机(9)连接。使用过的co2气体经由再生热交换器(53)和冷却器(52)冷却后，供给到压缩机(9)，co2气体被压缩成超临界co2气体。超临界co2气体在再生热交换器(53)被预先加热后，经由供给线(51)通过循环泵(36)再次供给到第2容器(12)中。

接下来，将对使用pb-bi代替金属na作为一次冷却剂进行说明。如果一次冷却剂使用pb-bi，二次冷却剂可以使用水。但是，co2气体也可用作二次冷却剂。基本系统与图6中所描述的内容相同。使用蒸汽轮机(60)代替co2气体涡轮机(8)。如果使用蒸汽轮机，则需要冷凝器(61)代替压缩机(9)和冷却器(52)。为了将蒸汽变成水，并对水进行加热，设置加热器(62)和(63)。通常，在大型蒸汽轮机系统中，使用低压加热器(62)，高压加热器(63)和二级加热系统。本发明的系统中，可以使用这些加热器和消除放射性用第2容器(12)进行二级加热。这样二级加热的水被供应到主热交换器(7)以产生蒸汽。

实施例5

参考图14对实施例4中的两区域核反应堆施加低频电磁场的方法进行说明。在快中子利用区域(第1容器)内放入热中子利用区域(第2容器)，在第2容器(12)内装载消除放射性用集合体(21)(消除ma放射性用集合体和消除fp放射性用集合体)。另一方面，燃料集合体(22)装载在第1容器(11)中。在燃料集合体(22)的周围设置反射体(31)。然后围绕消除放射性用集合体(21)设置内电磁线圈(121)和外电磁线圈(122)，然后施加10khz至100mhz，优选50khz至50mhz的交流磁场，产生低频电磁场。

与之相反，在第2容器内设置第1容器的情况如图7所示。这种情况下，电磁线圈设置在整个堆芯。

实施例6

本发明的目的在于建立负载跟随型控制堆芯(专利文献3)。因此，装载在第1容器中的燃料集合体群的尺寸是有限的。为了提高核反应堆的输出，将两个以上的第1容器设置在大尺寸的核反应堆容器中。图5示出了核反应堆容器(1)内设置装载四个燃料集合体的第1容器的实施例。在核反应堆容器(1)内设置四个第1容器(11)。在第1容器(11)内设置燃料集合体(22)和反射体(31)。另外，消除ma放射性用集合体(23)设置在第2容器(12)的中心，消除fp放射性用集合体(24)设置在第2容器(12)的周围，通过采用配置消除放射性用集合体，提高热中子的利用效率。

图16示出了核反应堆构造的示意性纵断面图。安装在核反应堆容器(1)内的一次冷却剂入口配管(41)通过利用入口配管歧管(411)分支，以连接多个设置在第1容器(11)的入口配管。另外，多个第1容器出口配管利用出口配管歧管(421)与一个核反应堆出口配管(42)连接。

图17示出了使用金属钠作为一次冷却剂，超临界co2气体作为二次冷却剂，并且安装上述多个燃料集合体群的核反应堆系统。由于核反应容堆容器(1)外部的装置与图5相同，因此省略。

实施例7

在实际操作轻水反应堆的情况下，如果要降低成本，就需要提高操作效率。为了提高运行效率，控制核燃料的燃烧度是很重要的。而这种控制系统必须使用控制棒、紧急冷却系统等工程安全系统，但是存在着高温下燃料棒损伤的可能性。因此，本发明提供一种简化的核反应堆系统，通过采用金属燃料棒和负载跟随型控制系统可以更安全地降低放射性。这种简化的核反应堆系统，前提是使用pb-bi作为一次冷却剂，水作为二次冷却剂。

图18示出了关闭入口配管，使第1容器内的一次冷却剂自然循环而不是强制循环的方法。图18中，多个第1容器(11)通过歧管(411)和(421)相互连接。因此，一次冷却剂在第1容器之间可以自然对流。第1容器(11)内安装反射体(31)和燃料集合体(22)。然后在第2容器(12)的外部设置消除fa放射性用棒(24)，由于第1容器(11)中心部中性密度变高，所以需要设置消除ma放射性用棒(23)。水从第2容器(12)的入口(43)注入，从出口(44)排出。为了去除由一次冷却剂产生的气体成分等，使用第1容器(11)的出口配管(42)。

图19示出了安装有核反应堆的核反应堆系统。来自第2容器出口(44)的蒸汽被输送给蒸汽轮机(60)，蒸汽通过冷凝器(61)形成水，经由加热器(62)、(63)，通过循环泵回到核反应堆容器(1)中。二次冷却水由燃料集合体(22)再加热，并再次变为蒸汽。

实施例8

接下来，将参考图20和图21对本发明适用于大型核反应堆的方法。在核反应堆容器(1)中设置多个第1容器(11)，所述第1容器(11)设置反射体(31)和多个燃料集合体(22)群，在压力容器(1)中填充一次冷却剂pb-bi或sn之后，关闭一次冷却剂用出入口(41)和(42)。本实施例是可以适应大型核反应堆规格的构造。首先，如果核反应堆容器变大的话，可以增加里面能收纳的反射体和燃料集合群的数量。在图21的实施例中，多个第2容器(12)的入口通过歧管(431)连接，而多个第2容器出口通过歧管(441)连接，因为第1容器(11)不连接一次冷却剂循环线，所以使得一次冷却剂自然对流。在本实施例中，pb-bi用作一次冷却剂，水用作二次冷却剂。消除放射性用集合体(23)、(24)安装在第2容器(12)内，第2容器(12)内的水被加热之后，变成蒸汽。该蒸汽被输送到蒸汽轮机(60)和冷凝器(61)，进行发电。

实施例9

图22示出了本发明更大规模的核反应堆的实施例。核反应堆压力容器(1)中设置快中子利用区域的多个第1容器(11)和热中子利用区域的多个第2容器(12)。第1容器内配置燃料集合体(22)和反射体(31)，第2容器内安装消除ma放射性用集合体(23)和消除fp放射性用集合体(24)。通过使用循环泵(36)将冷却水从冷凝器(61)供应到压力容器(1)的二次冷却剂入口(48)。被供应到压力容器内的二次冷却剂水通过第2容器(12)被预先加热。经过预先加热的二次冷却剂从出口(49)排出，被输送到二次冷却剂入口歧管(431)，二次冷却剂入口歧管(431)安装在第2容器(12)上。二次冷却剂水在第2容器中被进一步加热变成蒸汽。蒸汽经由出口歧管(441)被送到蒸汽管线(501)，驱动涡轮(60)以产生电力。在本实施例中，第1容器(11)的出口和入口关闭，填充在第1容器(11)内的一次冷却剂pb-bi通过自然对流去除热量。另外，使用多层反射体，通过第1容器内的温度控制燃料集合体的燃烧。

所述记载针对实施例进行了说明，但本发明并不限定于此，本领域技术人员应该明白，在本发明的精神和随附权利要求的范围内可以进行各种变更及修正。

附图标记说明

1核反应堆压力容器

5一次冷却剂循环泵

7主热交换器

8超临界co2气体燃气轮机

9超临界co2气体压缩器

11快中子利用区域(第1容器)

12热中子利用区域(第2容器)

21消除放射性用集合体

22燃料集合体

23消除ma放射性用集合体

24消除fp放射性用集合体

31反射体

36二次冷却剂循环泵

37供给泵

41一次冷却剂入口

42一次冷却剂出口

43减速剂兼冷却剂(二次冷却剂)入口

44减速剂兼冷却剂(二次冷却剂)出口

46一次冷却剂返回管线

47一次冷却剂供给管线

50二次冷却剂涡轮机供给线

51二次冷却剂返回管线

52冷却器

53再生热交换器

54超临界co2循环泵

55隔离阀

59蓄能器

60蒸汽涡轮

61冷凝器

62低压加热器

63高压加热器

121外电磁线圈

122内电磁线圈

123电磁线圈

140快中子用控制棒

141热中子用控制棒

160自然对流加速用筒

221燃料棒

222燃料集合体垫片

300反射体支撑棒

301弹簧状双金属片

302分割反射体

311环状多层反射体主体

313环状多层反射体支撑板

315反射体热膨胀变形用弹簧

411一次冷却剂入口配管歧管

421一次冷却剂出口配管歧管