具有中子反射冷却剂的熔融燃料核反应堆制造技术

描述了熔融燃料盐反应堆的配置，所述熔融燃料盐反应堆的配置利用中子反射冷却剂或主盐冷却剂和二级中子反射冷却剂的组合。描述了另外的配置，所述配置使液体中子反射材料围绕反应堆芯循环以控制反应堆的中子学。此外，还描述了使用循环的中子反射材料来主动地冷却安全容器的配置。

【技术实现步骤摘要】
【国外来华专利技术】具有中子反射冷却剂的熔融燃料核反应堆本申请于2017年5月2日作为PCT国际专利申请提交，并且要求2016年5月2日提交的标题为“IMPROVEDMOLTENFUELREACTORCONFIGURATIONS”的美国临时专利申请第62/330,726号的优先权的权益。引言被称为“增殖和燃烧”快反应堆(“breed-and-burn”fastreactor)的快核反应堆的特定分类包括能够产生比其消耗的更多的裂变核燃料(fissilenuclearfuel)的核反应堆。也就是，中子的有效利用(neutroneconomy)是足够高的以从增殖性核反应堆燃料(例如，铀-238)中增殖出比其在裂变反应中燃烧更多的裂变的核燃料(例如，钚-239)。原则上，增殖和燃烧反应堆可以接近增殖性材料的100％的能量提取率(energyextractionrate)。为了引发增殖过程，增殖和燃烧反应堆必须首先被进料有一定量的裂变燃料，例如浓缩铀。其后，增殖和燃烧反应堆可以能够在几十年的时间跨度内维持能量产生，而不需要加燃料，并且没有常规核反应堆的伴随的扩散风险。一种类型的增殖和燃烧反应堆是熔融盐反应堆(moltensaltreactor)(MSR)。熔融盐反应堆是一类快谱核裂变反应堆，其中燃料是包含混合的或溶解的核燃料(例如铀或其他可裂变元素)的熔融盐流体。在MSR系统中，由燃料盐提供的未慢化的快中子谱(unmoderated,fastneutronspectrum)能够使用铀-钚燃料循环实现良好的增殖性能(breedperformance)。与控制从增殖性燃料增殖成裂变燃料的快谱中子相比，热中子控制裂变燃料的裂变反应。由热中子与核素的碰撞导致的裂变反应可以在裂变反应中消耗裂变燃料，这释放快谱中子、γ射线、大量的热能并排出裂变产物，例如较小的核元素。消耗核燃料被称为燃耗或燃料利用。较高的燃耗典型地减少核裂变反应终止之后剩余的核废物的量。快中子谱还减轻裂变产物中毒，以提供卓越的性能，而无需在线再加工和伴随的扩散风险。因此，增殖和燃烧MSR的设计和操作参数(例如，紧凑的设计、低压、高温、高功率密度)为实现零碳能源(zerocarbonenergy)的成本有效的、全球可扩展的(globally-scalable)解决方案提供了潜力。具有中子反射冷却剂的熔融燃料核反应堆在MSR系统的操作期间，通过改变循环的熔融燃料盐的组成，熔融燃料盐交换可以允许在期望的操作界限(operationalbound)内对反应堆芯中的反应性和增殖的某些控制。在某些实施方式中，反应堆芯被全部或部分地封闭在包含中子反射器材料的中子反射器组件中。公开的动态中子反射器组件通过调节中子反射器组件的反射率特性以管理反应堆芯中的中子谱，允许对反应性和增殖速率的另外的动态和/或增量控制。这样的控制管理反应堆芯中的反应性和增殖速率。动态中子反射器组件中的材料的组成可以通过选择性地插入或移除中子谱影响材料(neutron-spectrum-influencingmaterial)例如中子反射器、慢化器(moderator)或吸收器来改变，以动态管理动态中子反射器组件的中子谱影响特性(“反射率特性”)。可选择地，这些反射率特性可以通过改变动态中子反射器组件中的材料的温度、密度或体积来调节。在某些实施方式中，动态中子反射器组件可以包括与燃料(例如，熔融燃料盐)热接触的流动的中子反射器材料。流动的中子反射器材料可以呈任何合适的形式，包括而不限于流体例如铅铋(leadbismuth)、悬浮颗粒物的浆料、固体例如粉末，和/或砂砾(pebble)例如碳砂砾。动态中子反射器组件可以选择性地使一种或更多种中子吸收材料循环或流过该组件，使得可以选择性地添加反射器材料或从其中移除反射器材料。在其他实施方式中，流动的中子反射器材料可以经由主冷却剂回路(primarycoolantcircuit)或二级冷却剂回路(secondarycoolantcircuit)从热交换器中的熔融燃料盐提取热。附图简述图1描绘了熔融燃料盐快反应堆系统上的示例性中子反射器组件的示意图。图2描绘了一个或更多个示例性动态中子反射器组件相对于其他中子反射器组件配置的快谱熔融盐反应堆中的反射率相对于时间的图。图3描绘了围绕熔融核燃料盐快反应堆的示例性分段式中子反射器组件的示意图。图4图示出了具有中子反射器组件的示例性熔融盐燃料核反应堆，所述中子反射器组件装配有溢流槽(overflowtank)。图5描绘了具有多个套筒(sleeve)的示例性中子反射器组件的俯视图示意图。图6描绘了具有多个套筒的示例性中子反射器组件的俯视示意图，所述中子反射器组件包括中子慢化构件(neutronmoderatingmember)。图7描绘了由与热交换器热连通的中子反射器组件围绕的示例性熔融核燃料盐快反应堆芯的俯视示意图。图8描绘了由与热交换器热连通的中子反射器组件围绕的示例性熔融核燃料盐快反应堆芯的俯视示意图，所述中子反射器组件包括中子调节构件。图9描绘了由与热交换器热连通的中子反射器组件围绕的示例性熔融核燃料盐快反应堆芯的俯视示意图，所述中子反射器组件包括中子吸收构件(neutronabsorbingmember)和体积替代构件(volumetricdisplacementmember)。图10描绘了由通过管壳式热交换器与熔融核燃料盐热连通的中子反射器组件围绕的示例性熔融核燃料盐快反应堆芯的侧面示意图。图11描绘了由通过管壳式热交换器与熔融核燃料盐热连通的中子反射器组件围绕的示例性熔融核燃料盐快反应堆芯的俯视示意图。图12描绘了熔融核燃料盐快反应堆中动态谱位移(dynamicspectrumshifting)的示例性方法的流程图。图13描绘了熔融核燃料盐快反应堆中动态谱位移的另一种示例性方法的流程图。图14描绘了熔融核燃料盐快反应堆中动态谱位移的另一种示例性方法的流程图。图15描绘了熔融核燃料盐快反应堆中动态谱位移的另一种示例性方法的流程图。图16描绘了熔融核燃料盐快反应堆中动态谱位移的另一种示例性方法的流程图。图17描绘了具有多个套筒和静态中子反射器子组件(staticneutronreflectorsub-assembly)的示例性中子反射器组件的俯视示意图。图18描绘了由中子反射器组件围绕的示例性熔融核燃料盐快反应堆芯的俯视示意图，所述中子反射器组件包括内部环形通道和外部环形通道并且还包括体积替代构件。图19描绘了由中子反射器组件围绕的示例性熔融核燃料盐快反应堆芯的俯视示意图，所述中子反射器组件包括内部环形通道和外部环形通道。图20描绘了由中子反射器组件围绕的示例性熔融核燃料盐快反应堆芯的俯视示意图，所述中子反射器组件包括内部环形通道和外部环形通道，其中内部环形通道包含一定体积的熔融燃料盐。图21是由中子反射器组件围绕的示例性熔融核燃料盐快反应堆芯的俯视示意图，所述中子反射器组件包括环形通道，所述环形通道包括变化的半径值的管。图22图示出了利用循环的反射器材料的反应堆2200的实施方案的横截面图。图23图示出了具有壳侧燃料/管侧主冷却剂热交换器配置的反应堆的实施方案，所述反应堆使用与图22中的反应堆的一半相同的横截面图。本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种熔融燃料核反应堆，包括：安全容器和容器头部；反应堆芯，所述反应堆芯被封闭在所述安全容器和容器头部中，所述反应堆芯具有上部区域和下部区域；热交换器，所述热交换器被封闭在所述安全容器和容器头部中，所述热交换器被配置成将热从所述反应堆芯中的液体燃料传递至液体中子反射冷却剂。

【技术特征摘要】
【国外来华专利技术】2016.05.02 US 62/330,7261.一种熔融燃料核反应堆，包括：安全容器和容器头部；反应堆芯，所述反应堆芯被封闭在所述安全容器和容器头部中，所述反应堆芯具有上部区域和下部区域；热交换器，所述热交换器被封闭在所述安全容器和容器头部中，所述热交换器被配置成将热从所述反应堆芯中的液体燃料传递至液体中子反射冷却剂。2.如权利要求1所述的熔融燃料核反应堆，其中所述中子反射冷却剂选自铅、铅合金、铅-铋共晶、氧化铅、铁铀合金、铁-铀共晶、石墨、碳化钨、密度合金、碳化钛、贫铀合金、钽钨以及钨合金。3.如权利要求1所述的熔融燃料核反应堆，其中对于0.001MeV中子，所述中子反射冷却剂呈现出0.1靶恩或更大的弹性横截面。4.如权利要求1所述的熔融燃料核反应堆，其中所述中子反射冷却剂是液体，并且在反应堆操作温度具有大于10克/cm3的密度。5.如权利要求1所述的熔融燃料核反应堆，其中所述热交换器是壳管式热交换器。6.如权利要求5所述的熔融燃料核反应堆，其中所述液体燃料穿过所述热交换器的壳，并且所述液体中子反射冷却剂穿过所述热交换器的管。7.如权利要求5所述的熔融燃料核反应堆，其中所述液体燃料穿过所述热交换器的管，并且所述液体中子反射冷却剂穿过所述热交换器的壳。8.如权利要求1-7中任一项所述的熔融燃料核反应堆，其中所述热交换器通过上部通道被流体地连接至所述反应堆芯的所述上部区域，并且通过下部通道被流体地连接至所述反应堆芯的所述下部区域，所述反应堆芯、热交换器以及上部通道和下部通道形成燃料环路。9.如权利要求1-7中任一项所述的熔融燃料核反应堆，还包括：所述容器头部中的液体反射器冷却剂入口，所述液体反射器冷却剂入口被流体地连接至所述热交换器，所述热交换器接收冷却的液体中子反射冷却剂；以及所述容器头部中的液体反射器冷却剂出口，所述液体反射器冷却剂出口被流体地连接至所述热交换器，所述热交换器排放加热的液体中子反射冷却剂。10.如权利要求1-7中任一项所述的熔融燃料核反应堆，还包括：入口冷却剂输送通道，所述入口冷却剂输送通道在所述安全容器的第一部分内部并与所述安全容器的第一部分接触，所述第一部分在所述容器头部中的所述液体反射器冷却剂入口和所述热交换器之间，其中所述入口冷却剂输送通道接收来自所述液体反射器冷却剂入口的冷却的液体中子反射冷却剂，从而冷却所述安全容器的所述第一部分。11.如权利要求10所述的熔融燃料核反应堆，其中所述安全容器的所述第一部分包括所述安全容器的侧壁的至少某些。12.如权利要求10所述的熔融燃料核反应堆，其中所述安全容器的所述第一部分包括所述安全容器的底壁的至少某些。13.如权利要求10所述的熔融燃料核反应堆，其中所述安全容器的所述第一部分包括所述安全容器的侧壁的至少某些和底壁的某些。14.如权利要求1-7中任一项所述的熔融燃料核反应堆，其中燃料盐包括以下裂变盐中的一种或更多种：UF6、UF4、UF3、ThCl4、UBr3、UBr4、PuCl3、UCl4、UCl3、UCl3F、或UCl2F2。15.如权利要求1-7中任一项所述的熔融燃料核反应堆，其中燃料盐包括以下非裂变盐中的一种或更多种：NaCl、MgCl2、CaCl2、BaCl2、KCl、Sr...

【专利技术属性】
技术研发人员：小瑞恩·阿博特，小安塞尔莫·T·西斯内罗斯，丹·弗劳尔斯，查尔斯·格雷戈里·弗里曼，马克·A·哈弗斯塔德，克里斯托弗·J·约翰斯，布莱恩·C·凯莱赫，凯文·克雷默，杰弗里·F·拉特科夫斯基，J·D·麦克沃特，杰西·R·奇塔姆三世，肯·切尔文斯基，巴西姆·S·艾尔达舍，威廉·M·克林，罗伯特·C·佩特罗斯基，乔舒亚·C·沃尔特，
申请(专利权)人：泰拉能源公司，
类型：发明
国别省市：美国,US