[發明專利]多普勒反應性增強裝置有效
| 申請號: | 201580038051.6 | 申請日: | 2015-08-28 |
| 公開(公告)號: | CN106537512B | 公開(公告)日: | 2018-04-13 |
| 發明(設計)人: | 杰西·R·奇塔姆三世;馬克·W·里德;邁卡·J·哈克特 | 申請(專利權)人: | 泰拉能源公司 |
| 主分類號: | G21C1/02 | 分類號: | G21C1/02;G21C7/02;G21C7/06;G21C7/08 |
| 代理公司: | 北京安信方達知識產權代理有限公司11262 | 代理人: | 陸建萍,鄭霞 |
| 地址: | 美國華*** | 國省代碼: | 暫無信息 |
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| 摘要: | |||
| 搜索關鍵詞: | 多普勒 反應 增強 裝置 | ||
相關申請的交叉引用
本發明要求題為“Breed-and-Burn Sodium Fast Reactor with Vanadium Alloy Structural Material”并且于2014年8月28日提交的美國臨時專利申請第62/043,210號的優先權,為了其公開和教導的全部,特定地并入本文。
背景
快頻譜核裂變反應堆(fast spectrum nuclear fission reactor)(“快中子反應堆”)例如鈉快反應堆通常包括反應堆容器,所述反應堆容器包括形成用于燃料裝配裝置和其他反應堆支撐裝置的裝置單元(device location)的陣列的反應堆芯。使可裂變的核燃料經歷產生裂變反應的中子碰撞。在增殖和燃燒快中子反應堆(breed-and-burn fast neutron reactor)中,裂變鏈反應通過使可裂變的核燃料從增殖性的核燃料(fertile nuclear fuel)增殖的“快中子(fast neutron)”來維持。液體冷卻劑流過反應堆芯,吸收來自在反應堆芯內發生的核裂變反應的熱能。然后,冷卻劑傳遞到熱交換器和蒸汽發生器,將熱能轉換成蒸汽,以便驅動產生電力的渦輪。此類反應堆的設計包括材料、結構、以及控制系統的組合以實現合意的操作參數,包括反應堆芯穩定性、有效的熱量產生、長期結構完整性等等。
概述
所描述的技術提供快中子核反應堆,其包括具有裝置單元的陣列的核反應堆芯。在核反應堆芯內的某些裝置單元包括可裂變的且增殖性的核燃料裝配裝置。在核反應堆芯內的一種或更多種其他裝置單元包括放大在核反應堆芯內的多普勒反應性系數的負性的多普勒反應性增強裝置。在某些實施方式中,多普勒反應性增強裝置還可以降低核反應堆芯內的冷卻劑溫度系數。因此,多普勒反應性增強裝置有助于更穩定的核反應堆芯。
在一個實施方式中,多普勒增強裝置包括釩或釩合金,例如V-20Ti、V-10Cr-5Ti、V-15Cr-5Ti、V-4Cr-4Ti、V-4Cr-4Ti NIFS Heats 1&2、V-4Cr-4Ti US Heats 832665&8923864、V-4Cr-4i Heat CEA-J57等等。在其他實施方式中,可以使用其他材料和合金,包括鈦合金。釩或釩合金(vanadium alloy)(本文稱為“釩合金(vanaloy)”)可以被用作結構材料(例如用于棒(pin)包層和組件導管)。
本概述被提供以介紹下面在詳細描述中進一步描述的簡化形式的一系列概念。該概述既不意圖確定所要求保護的主題的關鍵特征或必要特征,也不意圖被用于限制所要求保護的主題的范圍。
其他實施方式也在本文中被描述和陳述。
附圖簡述
圖1圖示具有包括多普勒反應性增強元件的快核反應堆芯的示例核裂變反應堆的局部剖面透視圖。
圖2圖示釩(V-51)的中子散射橫截面的數據圖。
圖3圖示鈦(Ti-48)的中子散射橫截面的數據圖。
圖4圖示包括釩和鈉的中子散射橫截面與不同的快中子反應堆的中子通量比較的數據圖。
圖5圖示在具有被插入到快核反應堆芯的裝置單元中的一個或更多個多普勒反應性增強裝置的快核反應堆內的示例反應性系數。
圖6基于作為時間的函數的單獨的反應性系數的積分圖示示例累積反應性系數插入隨時間的變化。
圖7圖示具有核反應堆芯裝置(包括多普勒反應性增強裝配裝置)的單元的陣列的示例快核反應堆芯的橫截面視圖。
圖8圖示呈反應性控制導管的形式的示例多普勒反應性增強裝置的側視圖和橫截面視圖。
圖9圖示呈多普勒增強裝配裝置的形式的示例多普勒反應性增強裝置的側視圖和橫截面視圖。
圖10圖示用于增強核反應堆芯內的多普勒反應性的示例操作。
詳細描述
快核反應堆被設計成增加核燃料(例如鈾)在裂變反應中的利用效率。快反應堆例如與典型的輕水反應堆(light-water reactor)相比,可以顯著地捕獲天然鈾中可能可用的更多的能量。在快反應堆芯中的能量的產生是強烈的,由于使用快核反應堆芯的高能中子。然而,相對于輕水反應堆,在塊反應堆中的高燃耗(burnup)和能量強度還將核燃料裝配裝置中的結構材料加壓到更高的程度。
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