CN105027224A - 一种实用熔盐裂变反应堆 - Google Patents

Abstract

一种核裂变反应堆，其包括堆芯、冷却剂液体的池和热交换器。堆芯包括含有裂变同位素的熔盐的中空管的阵列。管阵列至少部分地浸没在冷却剂液体的池中。管阵列包括临界区，在所述临界区中，在反应堆运行期间裂变同位素的密度足以引发自维持裂变反应。从裂变同位素的熔盐到管的热传递通过下列方式的任何一种或多种实现：所述熔盐的自然对流；所述熔盐的机械搅拌；和所述管内的振荡熔盐流动。所述裂变同位素的熔盐在反应堆运行期间被完全容纳在所述管内。

Description

一种实用熔盐裂变反应堆

发明领域

本发明涉及一种熔盐裂变反应堆。特别地，本发明涉及一种具有熔盐堆芯的池型反应堆。

背景

熔盐核反应堆基于溶解在熔盐中的裂变材料的临界物质。通常指燃料盐。它们于1950-1970年在橡树岭国家实验室(Oak Ridge NationalLaboratory)被开发但从没有成功的商业化。相比其他的反应堆类型，它们具有的潜在优势包括：由钍再生裂变²³³U的能力，较铀/钚反应堆低很多的超铀锕系废物水平的产生，高温下运行，避免固体燃料棒中挥发性放射性裂变产物的积累，以及比传统反应堆高得多的裂变材料燃耗可能。

两个主要因素阻止了所述反应堆的商业化应用。

熔盐反应堆的许多设计需要额外的回收工厂以从燃料盐不断地移去裂变产物。这很有必要因为裂变产物起到了中子毒物的作用，特别是在基于热中子谱的慢化反应堆中。同样很有必要的是去除不溶的裂变产物，否则所述产物会污染泵和热交换器。上述回收工厂复杂、昂贵且需要大量的开发工作。

第二，熔盐有很高的腐蚀性。相较标准钢，镍基超合金对所述腐蚀具有更高的抵抗力，但在长的时期内，腐蚀仍会发生。所以泵和热交换器等必要单元的设计和生产面临主要的发展挑战。通常，新型碳基和/或碳化硅复合材料具有阻挡熔盐的化学抵抗力，但通过上述材料制造泵和高效热交换器等复杂结构仍然具有非常大的挑战。

最近，Mattieu和Lecarpentier(Nuclear Science and Engineering：161，78-89(2009))显示了非慢化熔盐反应堆可以运行十年以上而不经过燃料回收。然而，他们的设计仍涉及泵和热交换器且这些单元只能在大量的研究和开发材料后才能制造。

任何熔盐燃料反应堆的关键因素在于燃料盐核裂变产生的热的释放。很多方法被提及以实现该目的，Taube(1978)(EIR Bericht no 332，Fastreactors using molten chloride salts as fuel)进行了非常好的总结。所述方法是：

·将铅、水银或挥发性盐等熔融冷却剂泵入燃料盐，如此冷却剂就可以与燃料盐混合和从中提取热量。

·通过外部热交换器泵入燃料盐。

·通过经过燃料盐的管道泵入第二熔盐或其它冷却剂，燃料盐被强制泵入环绕冷却剂管道环流循环。

所有这些建议的设计，除了第一种，需要以某些方式泵入熔盐。第一种设计，燃料盐和冷却剂之间直接接触，已被广泛研究，被认为有很多不实用的理由，其中包括冷却剂液体中燃料盐的诱陷。

Romie和Kinyon(ORNL CF 58-2-46，1958)提出了另外一种熔盐反应堆的设计，其中熔融燃料盐被允许以自然对流循环通过热交换器。但这种设计仅允许低功率的输出，且需要堆芯临界区外部高含量的燃料盐。堆芯外部大量的燃料盐造成了大部分的延时中子在堆芯临界区外部被发射。堆芯临界区内产生的低延时中子成分致使不稳定和易于遭受快速且不可控的功率水平增加，造成反应堆***性破坏。

许多传统非熔盐反应堆设计的普通特征是将燃料物质被动地置于管道中，环绕冷却剂循环，一般通过泵入但有时仅通过自然对流。管道中的燃料可以是固体，像在目前的压水堆中，熔融钠(US 1,034,870)、金属(US3,251,745)或水溶液(US 3,085,966)中的固体材料废弃物。使用熔盐燃料的安排被飞行器反应堆实验(The Aircraft Reactor Experiment-Design andConstruction，E.S.Bettis et al，Nuclear Science and Engineering 2，804，1957).考虑。但研究者推断需要具有非常小直径(2mm级)的燃料管以防止燃料盐低热导率带来的燃料盐过热。结果，上述项目采用了通过热交换器快速泵入燃料盐的***，如此造成的湍流允许从燃料盐到大得多的管道的壁的有效热传递。从那时开始所有熔盐反应堆设计，包括实际建造和运行的熔盐反应堆实验(ORNL 5011Molten Salt Reactor Program Semi-annualProgress Report August 1974)，都用相似的泵入燃料盐配置。

概述

还没有有效的提议来制造这样的反应堆，所述反应堆在管道中具有熔融燃料盐，其中燃料盐没有被主动地泵送通过管道。大的方面考虑，那是因为认为：在没有泵送允许的强制湍流混合的情况下，熔盐的低热导率将不会允许从所述盐至管壁的足够快速的热传递。综上，对用于燃料盐的泵的取消会明显减少建造实用熔盐反应堆所面临的材料挑战。

根据本发明的一个方面，提供一种核裂变反应堆，所述反应堆包括堆芯，冷却剂液体的池，以及用于从所述冷却剂液体提取热的热交换器。所述堆芯包括中空燃料管的阵列，每个中空燃料管包含至少一种裂变同位素的熔盐。燃料管阵列至少部分地浸没在所述冷却剂液体的池中。所述燃料管阵列包括临界区，所述临界区中在所述反应堆运行期间所述裂变同位素的密度足以引发自维持裂变反应。从每个燃料管中的熔盐至该管的外部的热传递通过下列方式的任何一种或多种实现：所述熔盐的自然对流；所述熔盐的机械搅拌；所述燃料管内的振荡熔盐流动；和所述燃料管内的所述熔盐的沸腾。所述裂变同位素的熔盐在反应堆运行期间被完全容纳在所述管内。

这样，可以在不单独依靠熔盐的热传导的情况下将热从内部传递到未泵送的燃料管的外部，并且这进而有用直径的管道的供应。特别地，管道直径可以被选择为足够大以最优化管内的自然对流。

根据本发明的另一个方面，提供一种核裂变反应堆，所述反应堆包括堆芯，冷却剂液体的池，以及热交换器。堆芯包括含有裂变同位素的熔盐的中空管的阵列。管阵列至少部分浸没在冷却剂液体的池中。所述管阵列包括临界区，所述临界区中在所述反应堆运行期间所述裂变同位素的密度足以引发自维持裂变反应。所述冷却剂液体含有足够比例的中子吸收材料，以充分保护所述液体的容纳槽免受由所述堆芯发射的中子的影响，并且冷却剂液体包含增殖同位素，这样反应堆作为再生反应堆。所述中子吸收材料优选232Th或238U等增殖同位素，这样反应堆可以作为再生反应堆。

根据本发明的另一方面，提供一种核裂变反应堆，包含堆芯，冷却剂液体的池，和热交换器。所述堆芯包括含有裂变同位素的熔盐的中空燃料管的阵列。管阵列至少部分浸没在冷却剂液体的池中。所述管阵列包括临界区，所述临界区中在所述反应堆运行期间所述裂变同位素的密度足以引发自维持裂变反应。所述冷却剂液体是包含在单个槽内的熔融金属盐，并且所述冷却剂液体的循环仅由自然对流驱动。

根据本发明的另一方面，提供一种核裂变反应堆，包含堆芯，冷却剂液体的池，和热交换器。所述堆芯包括含有裂变同位素的熔盐的中空燃料管的阵列。管阵列至少部分浸没在包含一种或多种裂变同位素的冷却剂液体的池中。所述管阵列包括临界区，所述临界区中在所述反应堆运行期间所述裂变同位素的密度足以引发自维持裂变反应。所述反应堆还包括与所述冷却剂液体接触的熔融金属的层，所述熔融金属使得所述再生裂变同位素在所述熔融金属中可溶，并且所述反应堆包括用于提取所述熔融金属的***。

根据本发明的另一方面，提供一种运行核裂变反应堆的方法。所述反应堆包括堆芯，冷却剂液体的池和热交换器，其中所述堆芯包括中空燃料管的阵列，每个中空燃料管包含一种或多种裂变同位素的熔盐，燃料管阵列至少部分地浸没在所述冷却剂液体的池中并且包括临界区，所述临界区中在所述反应堆运行期间所述裂变同位素的密度足以引发自维持裂变反应。所述方法包括：将所述熔盐完全容纳在所述燃料管内；和使用下列方式的一种或多种，将热从每个燃料管中的所述熔盐传递到该管的外部，并且进而传递到所述冷却剂：所述熔盐的自然对流；所述熔盐的机械搅拌；所述燃料管内的振荡熔盐流动；和所述燃料管内的所述熔盐的沸腾。使用所述热交换器从所述冷却剂提取热。

更多的方面和优选特征在以下权利要求2中描述。

附图说明

现在仅仅以实施例的方式并且参考附图描述本发明的一些优选实施方案，其中：

图1是熔盐反应堆的图；

图2是图1反应堆的燃料管的图；

图3显示了不同内径的2m高垂直燃料管中的最大燃料盐温度的流体动力学计算结果；

图4显示了具有将管分成节段的穿孔挡板的燃料管；

图5显示了以微度螺旋状物(a shallow helix)形式布置的具有圆形或椭圆形横截面的燃料管；

图6显示了具有燃料管内的机械驱动挡板的燃料管；

图7显示了具有内部挡板的U管形式的燃料管；

图8显示了波纹状燃料管，证实了与直壁管相比较低的燃料盐温度的波纹效应；每个管最大直径相同，每毫升裂变热恒定；

图9显示了NaCl、UCl₃和PuCl₃溶液的熔点；以及

图10显示了与其他熔盐(包括纯NaCl和纯UCl₄)的热膨胀相比，UCl₃混合物的热膨胀(数据来源于G.J.Janz，Journal of Physical andChemical Reference Data，vol 17，suppl 2，1988)。

发明详述

对流冷却的核堆芯

图1所示反应堆由核堆芯构成，核堆芯利用浸渍在熔融冷却剂的池中的燃料管的阵列。图1示出的反应堆100，包括冷却剂101的槽，由燃料管102的阵列组成的堆芯和热交换器(例如蒸汽管)103。冷却剂可以是各种各样的液体，包括水，熔融金属和熔融盐。管可以是任何合适的形状。但在一个实施方式中，它们有一个设计，其具有在底部的大直径区域201和朝向顶部的窄区域202(见图2)。结果是阵列底部达到临界状态而上部仍是非临界状态。管102可以填充含有裂变同位素的熔融燃料盐直到窄区域202顶部，或者它们仅在所有或部分宽区域201中填充。如果窄区域202被填充，这会防止中子通过向上穿过燃料管内空的空间逃逸。如果上述窄区域没有填充盐，则窄区域可以形成为螺旋形，螺旋状物或其它非直线形来阻止中子直接向上通过管并且离开反应堆。以可以具有任何尺寸和形状的阵列的形式布置所述管，但圆柱形阵列具有一定的优势。反应堆的设计输出功率可通过改变阵列中燃料管的数量进行调整。

热可通过冷却剂的对流流动(例如再生区盐(blanket salt))从管阵列移除。管的窄上部202允许加热的再生区盐从管阵列侧向流出，与均一直径燃料管情况相比限制较少。另外，亚临界区域增加了堆芯临界区和槽顶部之间的距离，从而允许更有效的中子屏蔽。热被通过例如浸润在再生区盐中的沸腾管阵列等的围绕反应堆***的热交换器103从再生区盐除去。热交换器的冷却剂可以是，例如，水/蒸汽，其直接传递到涡轮；气体，其直接传递到封闭Brayton循环涡轮；或者熔融金属或金属盐，其被传递到蒸汽发生器以产生蒸汽以在涡轮内使用。可选地，热再生区盐可以被泵出反应堆用于其它热依赖工艺使用，然后返回到反应堆槽。

不论燃料盐还是再生区盐都不需要泵。这个优势可能是排除阻碍熔盐反应堆发展的最大技术障碍。但通过涡轮燃料管的阵列的层自然对流加速或其它泵送***是可取的，以便提高从反应堆输出的功率。自然对流流动也可通过增加槽的深度来增加。

为了实现再生区盐中适当的对流速率，燃料盐和再生区盐之间需要有显著的温差。这包括反应堆设计中的主要折中矛盾：简便和经济与降低的热力学效率。然而，由于核反应堆的燃料成本基本上是可以忽略不计的，对于反应堆的经济性，建筑成本的减少远比热力学效率重要得多-实际上，热力学效率只对这样的反应堆有影响，其相对于更多kW容量花费资金成本。

从燃料盐到管壁的热传递可以通过热传导和对流来实现，不需要盐本身的泵入。对流可以辅以多种方法，下面进一步描述。

燃料管的尺寸被选择，以使燃料盐在运行温度下快速自然对流。这改善了从管中心到***的盐的流动，允许管通过自然对流和传导进行冷却。在一般情况下，较小直径的管将允许燃料盐更快速冷却。然而，当管直径变得足够小，以抑制流体的对流时则不适用。对于具有4837-1.9537Tkg/m³密度，418+0.136TJ/kg.K比热和0.0259-0.00198T kg/sec.m粘度的熔盐，其中T是在开尔文温度并且热传导率为0.81w/m.K，当管径小于5mm时不会发生对流。其他熔盐可能有相似数量级的最小对流直径，因此直径至少为5mm的管被使用。

另一个限制燃料管直径的因素是管壁的厚度，以及对反应堆的临界性和反应堆的中子物理学的影响。在非慢化快中子反应堆中，临界性很大程度上取决于堆芯区域内裂变同位素的特定平均浓度。管之间的空间不能被任意地减小，因为管直径被减小由于小于5mm的间隙会对冷却剂流动产生快速的阻力。也不能与管直径成比例地任意减小壁厚，因为非常薄的壁会被轻易穿孔。对外部直径d(毫米)、壁厚0.5mm、管之间最小距离5mm的管，被燃料盐占据的总堆芯体积分数从46毫米管径(d)的70％减少至4毫米管径的10％。因此，包含4毫米管的反应堆堆芯将需要含有7倍高浓度的裂变材料，这是无法得到的。此外，所有材料在某种程度上吸收中子。反应堆堆芯内壁材料的量越大，寄生中子损失(parasitic neutron loss)越高。更高的寄生损失意味着需要更高浓度的裂变材料以达到临界量。小的管径造成了堆芯区域内管壁材料更高的浓度。这样较小直径的燃料管又造成了需要更高浓度的裂变同位素。

燃料管在其外表面上增加翅片以增加热传递到冷却剂的有效面积。燃料管壁的沟槽或脊峰同样地提高到冷却剂盐的热传导。翅片、沟槽或脊峰的形状可以被选择以增加由于对流产生的燃料盐内部的热传递。

燃料管的宽区域内燃料盐的对流混合可以允许从燃料盐传热的实际水平。与燃料管壁接触的燃料盐和燃料管中心的燃料盐的温度差异在500℃或更高，而不会有燃料盐沸腾的危险。对于很多盐组合物其将对应于使对流显著的约25％的密度差。更大热膨胀系数的熔盐以可被选择以允许更快速的对流。类似地，低粘度熔融盐可以被选择以便更快对流。

热传递也可以通过使燃料管内壁呈螺旋形或添加挡板以将对流从垂直偏转到水平方向改善。燃料管的长径比、内壁的粗糙度和/或结构可以影响热传递的效率，并且可以全部通过用计算流体动力学的标准方法来优化设置反应堆。

图3示出了改变直径的光滑壁圆管计算流体动力学的计算结果。熔盐具有4837-1.9537T kg/m³的密度、418+0.136T J/kg.K的比热和0.0259-0.00198T kg/sec.m的粘度，其中T是开尔文温度，热膨胀系数为0.81W/mK。两个模拟给出了对于燃料盐中不同级别的发热性水平。进一步的模拟是想象的热膨胀系数为0、在没有对流冷却时显示最高温度的熔盐。这表明对流对燃料盐内的热传递的具有明显的效果，也证明，对于任何特定的几何形状，燃料盐组成和能量水平，在管径范围内改变直径或能量水平对熔盐能够达到的最高温度具有相对小的影响。在这个范围内的管径有优点，该优点在本发明的某些实施方案中是显著的。

图4示出根据一个实施例的燃料管，其中燃料管含有挡板400，其在中心穿孔，其将燃料管分成节段401，以改善燃料盐的对流，例如，节段401高度大致相同，或至少是相似数量级的，所述直径是燃料管的直径。节段内的对流更有效地将热传递到燃料管的壁，同时所述穿孔帮助填充和排空燃料管，并允许混合不同节段之间的燃料盐。

燃料管可以被布置成使得所述管的临界区域是大致水平的。可能需要轻微的斜度以允许裂变产物的排气。水平排列所述燃料管降低了对流单元的垂直尺寸，减少燃料盐从管的中心到达边缘的时间。根据本实施方式的燃料管实施例被示于图5。燃料管可以形成为具有圆形502或椭圆形503横截面的微度螺旋状物501。因为管稍微倾斜，任何包含的气体将上升到螺旋的顶部，并且材料可以从与直燃料管一起的管的顶部加入。

反应堆设计还允许在燃料管的热中心的燃料盐的有限沸腾以驱动对流和发生混合。在此选项中，这将是希望得到的，燃料盐只填充燃料管下部，燃料管的螺旋结构的上部作为从燃料盐蒸发的任何蒸气的冷凝器。反应堆的这种构造将允许使用在相对高的温度熔融的燃料盐，条件是从该燃料盐产生的蒸气在低于冷却剂工作温度的温度熔融，使得其冷凝为返回到燃料盐的液体。燃料盐中包含高达约40％的卤化锆是几种实现这一目标的方法之一。

从燃料盐到燃料管壁的热传递还可以通过使用振荡挡板列***来增加。所述列有许多可能的设置。挡板可被设计，使得挡板的运动不会因裂变产物的沉积而变弱，例如确保沉浸在燃料盐中的移动表面足够的分离。

图6示出一种振荡挡板列的实施方式，其中一系列挡板601被***到燃料管，任选地以螺旋或一系列穿孔板602的形式，各挡板被垂直方向上下机械驱动，例如通过机械致动器603。由挡板运动产生的涡流混合增加从燃料盐到燃料管壁的热传递。

振荡挡板列的另一个实施方案是将燃料管形成U形管701，管两端固定在反应罐的盖上，如图7所示。振荡气体压力700被施加到U形管701的一个或两个末端来产生管内燃料盐的振荡运动。在一个实施方案中，燃料盐的振荡频率与其振荡的谐振频率相匹配，以便实现最小施加气体压力获得最大的运动。燃料盐的振荡运动转化为更大的到燃料管壁的热传递效率可以通过改变燃料管内挡板的形状来增加，通过波纹化燃料管壁或其他方法。相对于传统的泵送燃料管，振荡允许燃料盐保持在堆芯内，而且不要求使其通过泵或外部热交换器。

应当理解的是，还可以使用不具有振荡运动而具有任选的挡板的U形燃料管。这种管因为不要求端的封闭而有制造简单的优点。如果管具有连接到反应堆盖上的较窄部分，这些较窄部分可以以螺旋方式缠绕，以防止中子沿管道上升。管在底部弯曲回到其自身的较窄区域同样是有利的，它可以增加强度和减少冷却剂进入燃料管阵列的底部的流动阻力。

外部燃料管壁的波纹也提高了从燃料盐到燃料管壁的传热，如图8所示。

在任何反应堆堆芯的中子通量在临界区域中心必然高于在边缘处。这种反应堆设计的特别的优点是，不均匀的中子通量对裂变率的影响，因此产生的热量可以以多种方式来缓解。例如，阵列中心处燃料管的间隔可以比在阵列***的宽。***的管也可以含有较高浓度的裂变和/或增殖同位素。在一个实施方案中，燃料管形成圆柱形阵列，其直径与燃料管宽区域的高度相近，其管间距在阵列中心处更宽，任选地，阵列中心有空白区域，使得阵列形成一个环。

在另一个实施方案中，燃料管的间距是均匀的，但朝向阵列的中心所选择的管不含裂变材料。

反应堆的中子经济性和穿过堆芯区域中子通量的均一性也能通过在燃料管阵列周围放置中子反射器来提高，这样从堆芯区域损失的中子可以被反射回去。中子反射器可以方便地与将冷却剂的流动限制成回路的结构结合，包括热交换器和燃料管阵列。相同的结构可以支持涡轮以加速冷却剂的自然对流流动，并且可以被排列，以容易地被作为形成环绕燃料管阵列的环的单独单元或一组节段提出反应堆槽。

如上所述的反应堆是快中子反应堆，其仅具有通过燃料的相对重核和冷却剂盐的中子慢化。反应堆的超热和热构造也是可能的，通过在反应堆堆芯掺入石墨等慢化材料。这可以例如通过下列方式实现：更换一些燃料管为石墨管或制造固体石墨堆芯，所述石墨堆芯被穿孔了比燃料管直径微宽的通路，通路中***燃料管，在燃料管壁和石墨之间的留出间隙，冷却剂盐循环通过所述间隙。

构造材料和温度

以下仅通过实施例的方式讨论材料和温度，为了描述技术，考虑所述材料的选择。任何公开特定的材料都不应被以任何方式作为限制所附权利要求的范围。

熔盐的选择

归因于锂盐的低熔点，大部分熔盐反应堆采用锂盐。在公开的反应堆中，锂被完美的排除，因为它会在中子辐射时产生显著的³H-即使使用纯化的⁷Li。熔盐中的³H容易渗透金属，因此能污染沸腾管里的蒸汽，具有昂贵的污染和工程后果。

避免使用锂有其他优点。纯化的⁷Li的费用不明(但必然很高)以及锂同位素纯化的设备是主要的调整的限制。

合适的再生区盐的例子是具有385℃熔点的10％NaF/48％KF/42％ZrF₄的低共熔混合物，其可以在450-900℃温度范围内使用。所述混合物有相对低的粘度，仅比水略高，因此提高了再生区的对流流动。关于冷却剂盐还有许多其他选择，包括低熔点氯盐的使用。

²³⁸铀或²³²钍等增值同位素的盐也可以归于冷却剂盐。许多其他合适的增值冷却剂盐的例子中的一个是四氟化钍和氟化钠的低共熔混合物。

燃料盐必须具有能够溶解大量裂变材料(例如铀或钚)的盐的能力。它必须是在明显高于冷却剂盐的温度下可用，但如果燃料盐占据燃料管的亚临界区域，燃料盐的熔点应当基本上不高于冷却剂盐的工作温度，为了燃料盐不会冻结燃料管的冷却部分。如果燃料盐没有占据燃料管的亚临界区域，那么它应该优选释放蒸气，所述蒸气在冷却剂盐的工作温度下冷凝成液体而不是固体。

如果选择热膨胀系数大的燃料盐，可以实现在燃料管中燃料盐更有效的对流。从这些液体的加热实现的较大浮力允许更宽直径燃料管的使用或较少使用诸如波纹装置，挡板、褶皱、振荡流、内螺旋挡板等设备，以达到足够的对流。

NaCl形成了含有30-35％UCl₃/PuCl₃和60-65％NaCl、熔点在450-520℃，如(图中温度以°K表示)图9所示的液体。因此，这些允许包括各种很高浓度的铀、钚和其他锕系元素氯化物。可以使用UCl₃和PuCl₃的混合物加入很少或不加NaCl。含有高UCl₃浓度的混合物表现出特别高的热膨胀，如图10。

盐的核相互作用也必须考虑。³⁵Cl的主要相互作用产生是产生³⁵S的(n，p)，产生³²P的(n，a)，产生³⁶Cl的(n，γ)。前两个对裂变中子来说具有适度低的横截面(分别为96mb和56mb)，并产生没有明显处理问题的短寿命同位素。产生³⁶Cl的(n，γ)反应对于快中子具有很小的横截面(1mb)，但产物是长寿命的，可能需要安全处理或在使用寿命末期氯盐的再利用。富含同位素³⁷Cl的氯盐的使用是一种选择，所述氯化物盐可以有利地用于具有更少的中子吸收和更少的长寿命放射性废物产生的反应堆。

氟化盐基本上比氯盐有更有效的中子性。具有高达30％UF₄的UF₄/NaF/KF混合物有大约550℃的熔点，这将使它们适用于含有富铀235天然铀或从钍增殖的铀233的燃料。

然而，钚的氟化盐或来自用过的燃料的混合超铀元素的使用是更具挑战的。钚作为三氟化物是唯一稳定的，其与NaF的混合物仅在高于约800℃时为液体。甚至允许通过向混合物中加入KF和UF₄适度的熔点降低，这将可能使盐在燃料管狭窄部分冷冻。在氟化盐混合物中包含低浓度钚是可能的，但只用钚作为裂变同位素来达到临界量将是具有挑战性的。

然而，燃料管设计小的修改可能会使得上述高融盐混合物实用。如果管仅部分地填充有燃料盐，只充填大部分宽部分，则其对流混合，并在持续的裂变产热，燃料盐预计将防止燃料盐的冻结。在这种布置中，这将是可取的：调节燃料盐的组成使任何产生的蒸气在管的上部冷凝成液体而非固体。这将会很容易通过很多别的选择在燃料盐中加入大约20％的ZrF₄而得到，上述选择包括加入低浓度的氯化物盐。

裂变可能导致从裂变燃料盐中净释放卤素，裂变产物仅中和部分释放的卤素。单独地，累积的卤素将攻击大部分燃料管材料，将导致其他卤素裂变产物如碘的挥发。

两个主要方法可用于中和过量的卤素。首先是用裂变和增殖同位素的三氯化或四氟化盐作为燃料盐。三卤化铀将与过量的卤化物反应生成与大多数燃料管材料相容的四卤化铀。第二个是在燃料管中与卤素(锕系元素和燃料管材料之间的)包括少量中间反应性金属，或者所述盐会与过量卤素反应，但又不会有如此的反应性以减少将卤素裂变或增殖到它们的金属形式。合适的金属包括铌，钛和镍，其可能被以燃料盐中固体颗粒的形式或以燃料管内壁镀层的方式，或作为***燃料管内导流结构的成分掺入。

燃料管材料

燃料管代表了主要的反应堆材料挑战。其必须抵抗燃料和再生区盐的腐蚀，还必须能承受堆芯中存在的高中子通量。

然而，不必要在反应堆的寿命期间维持所述材料。燃料管容易拆卸和替换，将可能需要至少每二十年被更换，以进行燃料的后处理。材料挑战因此与永久反应堆部件的情况相比是不太苛刻的。

许多先进的材料对于燃料管具有优异的性能，例如金属复合材料和SiC_f/SiC复合材料。但所有这些在技术上都不成熟。使用这样的材料的会减慢反应堆的发展过程，但可能在将来是合适的。

可以考虑的两个成熟的技术是C_f/C复合材料和难熔金属，例如镍或钼和它们的合金。

C_f/C复合材料对熔盐有优异的化学抵抗力，尽管在很高温度下UCl₃能与碳反应生成碳化物。但它们在高中子剂量下遭受严重的损失强度，可能需要定期更换，也许每2-4年。这个替换程序的成本可能会通过碳的与其他燃料管选择相比更好的超中子透明性被补偿。碳基燃料管特别具有吸引力因为：增殖同位素被包含在冷却剂盐中，它们允许通过燃料管材料对中子的寄生捕获，所以得到更好的裂变同位素增殖性。在这样的反应堆中，燃料管更短的寿命可以被接受，因为可能还需要更频繁的燃料盐后处理。

考虑金属作为燃料管有两个影响因素：抵抗腐蚀和高温物理强度。有用的是以小的细节考虑物理强度需要，因为需求远少于严格的正常考虑的金属的结构。

燃料管的特征之一是，它们经历最小的机械应力。上述管挂在安装在反应堆盖上的管钳上，上述管大部分重量由再生区盐支撑，这也有效地将它与振动隔离。管的薄区域内再生区盐的侧向流动不期望超过1米/秒，这将仅在管上施加低的横向力。再生区盐运动横向力很大程度上导致弯曲运动，其中所述管被固定到所述反应堆的盖。在该位置，金属更冷，被保护免受中子通量影响，这大大提高了它的物理强度和寿命。最后，所述管不必支持任何压力差，且管外表面将被再生区盐冷却到低于约700℃，从而最小化金属的总体热软化。

这些非常温和的物理需求可能使合金选择相对不具有挑战性。有大量文献关于镍和钼合金，但燃料管的最小强度需求甚至可能让纯金属的使用变得实用。金属的选择可以由金属可能会暴露的最大燃料盐温度来决定。需要燃料盐内的热流动和流体流动的详细计算，以决定那些可能达到的最高温度。钼合金也许可以在高达1500℃使用，这远高于任何燃料盐的预期温度。

腐蚀的控制是重要的。再生区盐的化学性质将是基本上恒定的，并可以很容易地调整到最佳的氧化还原状态以最大限度地提高该合金的使用寿命。一个简单的方法来做到这个将是，将锆金属的样品包括在冷却剂盐中，这将减少任何氧化物质的引入，并且特别会捕获来任何以不溶氧化锆形式溶解在冷却剂盐中的来自水或空气的氧气。再生区盐相对低的温度也会使腐蚀控制简单。

来自燃料盐腐蚀的控制复杂得多。裂变导致从铯到碘的氧化态元素混合复合物的生成。从裂变的锕系卤化物释放的卤素可以或可以不被反应性金属裂变产物完全中和。需要详细的材料评价计算以建立化学腐蚀挑战的属性，如果需要管理上述挑战的***，所述***例如在燃料混合物中含有适度反应性的牺牲金属。燃料盐中铀的三氯化物或三氟化物的使用也可能提供大容量，以吸收任何以四卤化物形式的卤素的净释放。

锅炉管

锅炉管被暴露在最高温度600-700℃范围内。因为在锅炉管内的蒸汽温度将是约350℃，锅炉管将通过冷却盐的边界层被保护免受再生区盐全部温度，这很充裕地在现有镍合金容量范围内。这种合金已用在煤火力发电站内的锅炉管，在那里它们被暴露于更恶劣的条件下(包括从火球冷凝的熔盐的复杂混合)。

尽管如此，锅炉管可能会比反应堆具有更短的寿命-如果仅从“蒸汽侧”腐蚀的影响考虑。不过，它们可以被做成模块化使得更换相对容易。

反应堆槽

反应堆槽是反应堆几个永久性组件之一，因为燃料管和锅炉管都是以提出/降入方式的可代替的。主要容器设置在槽之上，其中填入惰性气体，包含废气收集/泵送以及燃料管/锅炉管代替的装置。

以举例的方式，对反应堆槽来说，衬有石墨或碳复合材料的钢槽具有必要的物理和化学抵抗力。它的寿命将最终由它所暴露中子通量决定，所述中子通量使钢变脆并最终分解碳。

因此，对中子通量保护是最期望的，这被以下考虑。通过提供足够的中子保护，一个世纪的反应堆寿命是现实的前景。

中子通量

从堆芯区域逸出的中子表示了显著的屏蔽挑战。如果允许到达锅炉管可能会导致脆化，这将是对高压管的严重问题。如果到达反应堆槽壁，类似的钢的脆化和碳衬的溶胀将限制其有效寿命。

在反应堆内部建造中子吸收屏蔽是一个选择，用于处理过量的中子，但将增加设计的复杂性。

另一个潜在的有吸引力的选择是将再生区盐包含“不可燃”中子吸收剂。铪是典型的非可燃毒物，其大部分同位素在吸收中子时蜕变为其他的稳定中子吸收同位素。铪也是锆矿石的主要污染物，并具有几乎相同的化学性质。制备不含锆的铪是困难和昂贵的，这就是为什么反应堆级锆是比“正常”的锆金属贵大约十倍的原因。在一个实施方案中，这样的中子吸收剂对快中子会具有低的中子吸收，从而不降低燃料管阵列里中子平衡，其中中子能谱是快的，但其对慢中子吸收显著，使得其有效地在到达反应堆永久性结构之前吸收逸出的燃料管阵列的中子。

因此这开辟了机会：通过在再生区盐中简单地使用价格便宜的铪污染的四氟化锆，节省大量成本的同时提供有效的中子屏蔽。

再生区盐中铪的最佳水平可能需要根据再生区盐中的中子散射、慢化和吸收进行计算。将要使用折衷的水平，因为再生区盐穿过堆芯区域，再生区盐中中子吸收剂的存在降低了堆芯中子平衡(尽管只有轻微的)，因此稍微增加初始裂变库存。

控制***

常规反应堆使用控制棒来抵消其燃料棒的初始过剩反应性。通过堆芯内外的中子探测器连续监测裂变率是有必要的，以控制可能导致过热的局部不稳定态。

本文所公开的反应堆不需要这样的控制***。在反应堆中设计温度下，燃料管阵列包含刚好足够的裂变燃料是关键的。随着燃料加热，其以约3x 10^-4到2x 10^-3的系数膨胀。100℃温度的增加，从而以3-20％减少堆芯区域内裂变材料的浓度，足以淬灭链反应。如果使用燃料盐如UCl₃，热膨胀系数接近给定范围内的上限，使反应堆具有更大的稳定性。

反应堆的基本物理因此以几乎固定的平均温度维持燃料的温度，不考虑热从燃料转移到再生区。反应堆功率水平因此有效地通过再生区盐内经过锅炉管的热回收率来控制。如果热回收停止，燃料将加热和膨胀，直至裂变速率下降到一个水平，所述水平刚好足以维持新的、更高、燃料温度，阻止从反应堆中任何剩余的热损失。

主反应堆监测***可以是一组温度传感器，例如光谱温度传感器，内置于喷口盖组。这些将监测每个燃料管内的燃料盐的温度。由于裂变材料消耗和裂变产物在燃料管中积聚，管内燃料盐的温度会下降，盐将收缩，裂变同位素浓度会上升，连锁反应会继续。

温度传感器的另一种选择是测量燃料盐的膨胀。这可以以几种方式来完成，但一个简单的方法是测量在管盖和燃料盐表面之间的管内气柱的共振声波频率。这种方法将是特别有用，其中燃料管的上部是非线性的。

大量中子吸收或慢化控制棒可以包括在设计中，所述设计允许更低的温度下以及退役和更换燃料管阵列时紧急关闭反应堆。在如铪的强的慢中子吸收剂存在下，在再生区盐中，使用中子慢化而不是吸收控制棒材料成为可能，尽管控制棒可能是优选的，所述控制棒装有慢化芯并被强中子吸收剂的***环绕。

备选地，控制棒可以完全省去。在紧急情况下，大量的强快中子吸收剂可加入到冷却剂盐。一个例子可以是氟化铕。为了在补给燃料或退役期间猝灭链反应，一半的燃料管可以部分从槽中升起，留下填充燃料部分浸没在冷却剂盐中。包含燃料盐的反应堆的区域的增加的体积会导致其变为亚临界状态。

控制***的一个重要方面是在反应堆启动时的运行。用控制棒维持反应堆次临界状态直至加燃料完成是正常的，然后非常缓慢地撤出控制棒。过快撤出可以触发快速临界活动，其是灾难性的。类似的***可以被用在简单的MSR中，其中在启动序列完成时完全回收一个或多个控制棒。

然而，通过下列方式，在启动时省去控制棒将是可能的：逐渐将燃料管加入堆芯直至达到临界状态。然后继续加入更多燃料管，直到达到设计燃料盐温度。在这一过程中避免由于过快***反应堆堆芯产生快速反应性关键事件是很重要的。快速关键事件的潜在可能性通过以下多种步骤之一被减少。

中子源可被掺入到堆芯，从而当其到达缓发临界态堆芯迅速产生热量，以代替当中子通量积累时潜在的长滞后时间。通过向燃料盐中加入来自用过的核燃料的较高的例如²⁴⁴Cm的锕系元素，这可以方便地完成。

可以使用具有延迟高中子部分的燃料组合物。这将需要在燃料中使用²³⁵U，而不仅是²³⁹Pu和/或²³⁸U，当被快中子裂变时其具有特别高的缓发中子部分。

燃料管可以在启动时首先被添加作为中心的亚临界中央堆芯组，然后作为***组从堆芯外向内建立。这将确保当最终燃料管需要被创建时，临界态被加入，其距离主燃料管组中心有一定距离，以便反应性引入是相当小的进而安全的。燃料管组内和外组之间的间隙将被燃料管填充，当环形填充时使堆芯实现其设计燃料盐温度。

另一种启动方法可以是将冷却剂盐预热到相对高的温度，然后建立燃料管阵列。高温将扩大燃料盐从而表现堆芯亚临界态。当堆芯被组装时，冷却剂盐可被缓慢冷却，使堆芯以缓慢和受控的方式接近临界态。

燃料的选择、加燃料/后处理***

这是大部分熔盐反应堆的特点，它们有很大的燃料灵活性。所述反应堆也不例外，并且可以被供给例如钚、浓缩铀或混合来自废弃常规反应堆燃料的超铀锕系元素。

每个管中的裂变材料的上部在反应堆运行期间作为裂变材料被消耗，其将是实用的，虽然这将可能表示反应堆中相对复杂的机械***。

一个安全、易于监控和审计的燃料处理***将有燃料球芯块(简单的冷冻熔盐)，所述芯块装入在中央安全处理厂中的辐射屏蔽盒***。盒将被安装在反应堆中形成追踪燃料管喷嘴阵列的设备，锁定到有关的一个，将单燃料芯块注入所述燃料管。

燃料盐可以，通过举例的方式，包含约30-35％的总锕系氯化物，其中最可能是增殖²³⁸U。反应堆运行时裂变同位素的消耗会趋于减少功率输出，造成燃料盐冷却和收缩，从而保持其临界状态。在燃料盐中从增殖同位素制造新的裂变同位素可以维持裂变同位素的含量以及反应堆的输出功率。如果这样的“增殖”不足以维持动力输出，燃料管将被通过盖组到每个管加入少量新鲜裂变材料。这个选择的一种替换可以是加入新鲜燃料管，除了已经在反应堆中的或者在环形区域阵列中心的或阵列***的。在那里堆芯已经被设计成具有朝向管阵列中心的缺少裂变材料的管，这些管可以被含有裂变材料的管代替，作为反应堆燃烧其裂变初始载荷。

一般来说，特别地在燃料盐被选择具有的大的热膨胀系数的情况下，可以容忍归因于裂变材料的消耗的平均燃料盐温度大幅降温。燃料盐体积大幅收缩的结果保持了堆芯的临界态，以及唯一可接受的功率输出的净损失。这种燃料盐组合物的实例是85％UCl₃/15％XCl₃，其中X代表混合钚、镅、锔和痕量来自再处理核燃料的更高的锕系元素。

另一种燃料盐的选择是用贫铀和三氯化钚的混合物作为裂变燃料。²³⁵U和²³⁹Pu都可以被裂变消耗，但大多数增殖裂变材料是²³⁹Pu，其比²³⁵U具有相对更高的反应堆临界态贡献，因为其较高的裂变横截面和较高的裂变中子产量。其结果是，增殖率小于1.0但能维持燃料盐在裂变同位素临界浓度。

避免向燃料管加入新鲜裂变材料的又一个选项可以是，在冷却剂盐中加入可移除的中子吸收剂，当消耗裂变材料时，所述可移除的中子吸收剂被逐渐移除。一个选择是氟化镉，其能从冷却剂盐中通过电解还原或加入例如钠的反应性金属还原。产生的金属镉可能在反应堆温度被熔融和被去除或允许积累在槽的底部。

仍进一步的选择是在反应堆堆芯加入中子吸收控制棒，当裂变材料被消耗时，逐步回收所述中子吸收控制棒。

在反应堆作为“过度增殖”运行的情况下，产生的裂变材料比消耗更多，因此导致功率输出增加，选择性的单个燃料管的去除可以用来使反应堆回到其设计功率水平。

在熔盐反应堆中，裂变产物的积累会成为支配后处理间隔的限制因素。在此公开的快反应堆对裂变材料引起的中子中毒问题具有相对的抵抗性，但当裂变材料达到它们在燃料盐中的溶解上限时，它们会沉积。对反应堆来说沉积是主要问题，需要通过热交换器泵送盐，因为其会导致堵塞、流动限制或热产生裂变产物在不充分冷却的区域的累积。阻止上述沉积能够最终成为决定最大可能后处理期的关键因素。然而，本文所公开的反应堆中，燃料盐不被被泵送或管道输送，沉积材料将会产生很小的影响，不论其分散在燃料中、铺在燃料管壁外或作为废弃物被积累在管底部。在燃料盐是机械搅拌的情况下，浸在燃料盐中的移动部件可以设计成其表面相对彼此移动而不是足够封闭的接触，从而沉积可能是超出反应堆寿命后的问题。

尾气***

融盐反应堆的大部分设计具有带有燃料的氦吹扫、发泡贵金属的分离和涉及气体的过滤和处理的相对复杂尾气***。特别要注意的是，使用产生自用过的锂盐(即使昂贵的99.995％的⁷LiF)的相当大量的氚。

在本文所公开的反应堆中可以使用的简单得多的***。因为中子能谱很快，¹³⁵Xe所致的中子中毒不是明显的问题(中子截面从热中子的2,700,000barn降到减速区中中子的7600barn，再到快中子的几乎为零)。因此快速去除氙对于提高中子经济性或防止功率水平改变导致的反应性急剧上升而言是没有必要的。

因此可以允许氙和氪在熔融燃料中达到饱和浓度(约10^-5mol/l)，然后自发地起泡离开燃料盐。在一个示范性设计中，全功率下惰性气体产生的功率将使燃料在30分钟内饱和。从每个燃料管得到的惰性气体流可能是在NTP大约13毫升/天或在反应堆温度下约50ml/天。各燃料管上方约500ml的气体空间将使燃料管中逸出气体的平均停留时间为10天，这将允许最多的放射性同位素在燃料管内衰减。

其他挥发性裂变物种将是有限的。氚仅由罕见的三元裂变产生，但非常少的量会以HF通过散发惰性气体从燃料盐中带出。ZrCl₄等挥发性氯化物将具有与热盐相比低但并非不明显的蒸汽压，因此少量可以与惰性气体流一起被夹带。碘可能会与UCl₃形成混合卤化物或与包含在燃料混合物中的清扫金属反应。但少量可能与惰性气体尾气流被夹带。

总之，一个完全被动的尾气***就足够，并仅需要简单的镍合金管，用冷凝器/吸收剂收集尾气产品。用氦气流加速废气处理将是不必要的并且事实上不希望的，因为这将导致燃料盐随时间蒸发损失，管中放射性物质随后在尾气***中沉积。

尾气***可以很方便地与此前描述的振荡气体压力***结合。

反应堆安全性

反应堆设计的基本物理和化学性质给它一个非常高水平的本质安全性。

这些因素中的一些对所有融盐体系具有普遍性。

·由于过热情况下燃料热膨胀系数自动关闭链反应的强烈的负反馈。

·控制棒不是被需要的(除了可能作为备份如果有必要关闭反应堆)，因为反应堆中没有过量反应性。

·燃料和裂变产物在物理和化学性上是稳定形式的，其将在容器失效的情况下不会明显地与水或空气反应。

·为了安全储存和延迟而连续去除挥发性裂变产物，使得由于任何容器失效造成的挥发性放射性最小化。

一些对大部分快中子反应堆是普遍的。

·在能量输出改变期间氙瞬变将不会很明显，因为反应堆运行在快中子谱运行以及燃料中氙浓度在所有负载情况下将会恒定在它的饱和浓度恒定在所有负载情况下。

一些对于“池”型反应堆是普遍的。

·堆芯的一次冷却通过被动对流进行，所以即使完全的二级冷却剂***的失败也不会造成快速堆芯过热。熔融再生区盐巨大的池将能够从堆芯以许多小时吸收残余衰变热，在附件冷却被需要前，如果确实曾是。

一些是本设计独有的。

·通过再生区盐高效的中子吸收导致反应堆结构最小暴露于中子通量；因此反应堆结构不变为高放射性或经历物理退化。

·任何一个燃料管或实际上所有的燃料管同时的故障，将会导致熔融燃料与大量过量中子吸收再生区盐混合。这将立即淬灭链反应，同时提供一个大的热容量，吸收来自裂变产物的衰变热。

·所有的熔融盐，在任何时候，被沉浸在再生区盐的大池中。在泵送失败等情况下，管道或热交换器中盐的冷冻因此是不可能的，而单独的加热***可被用于启动时熔化盐和停机时保持熔融。与其他熔盐反应堆设计相比，该单独的加热***是一个相当大的简化。

·所有燃料盐被置于反应堆内，堆芯区域外部被发射的缓发中子的损失被最小化。这大大提高了反应堆的稳定性和对“瞬发临界”能量急剧上升的抵抗性。

一个设计的潜在固有危险与反应堆槽内锅炉管的存在相关。必要的是确定这些管中的一个的破裂不会导致危险事故。

在再生区温度下蒸汽与ZrF₄发生非常缓慢的反应，吉布斯自由能大约为零。蒸汽的体积会排放到熔融再生区盐之上的顶部空间中，包含少量HF和ZrF₄蒸汽。因此，在反应堆盖的设计中需要包括排放到合适的贮存器的压力释放***并且在损失压力(锅炉***的正常功能)的情况下自动关停水泵。

反应堆的资金成本

精确的资金成本估算当然远远超出本公开的范围。然而，与常规核反应堆相比主要成本差异可以突出，并建议反应堆将是基本上便宜地去建造。下面主要差异应予以考虑。

·减少由于反应堆固有安全性的障碍。

·燃料制造成本缩减到固体燃料棒的一小部分。

·无高压放射性***，水泵、水管等。

·无薄通道高效率换热器相关费用。

·大大简化的控制***，无需多个冗余。不需要中子探测器网络。

·没有速效精确控制棒***。少量简单SCRAM棒足以应对紧急情况和关停反应堆。

·潜在生产核岛工厂，而不是在现场施工。

核工业基础设施

根据本发明的反应堆设备的新的核基础设施是相对温和的，花费少部分现有的成本。从长远来看，如果成为可能的核电力产品，它会因此是一个合理的投资，具有与化石燃料相比的价格竞争力。这些基础设施还将支持一个利润丰厚的反应堆出口市场，如果生产比化石燃料更低成本动力的野心可以实现。

燃料生产和纯化

反应堆燃料是裂变同位素的简单盐。不包含燃料棒的生产以及相对低的裂变材料的纯度是可接受的。在英国，合理的是最初使用目前具有零净价值的100吨二氧化钚库存。为了获得MSFR设计的基础，英国钚库存足以供给燃料给也许是20个500MWe的反应堆。每年10吨生产能力的工厂将允许每年两座反应堆加注燃料，将会是很适中的规模。

从长远来看，来自现有库存铀/钚氧化物燃料的锕系废物可以用作原料。可以经济的是对其使用现有的再处理设施，虽然这个过程可能被大大简化因为低纯度是可以接受的，但电解高温处理对新工厂而言很可能会更便宜并且更高效。

燃料盐再加工

来自反应堆的燃料盐的再处理是罕见的，也许只有经过10到20年，但更频繁的加燃料就燃料管的寿命而言是必要的。用过的燃料实际上可以被以现有用过燃料的相同方式贮存，但从裂变产物以及用过的盐中分离剩余锕系元素的后处理将会相对简单，因为对于再利用锕系元素而言，用裂变产物恢复锕系元素的显著的污染是完美可接受的。

增殖设置

很可能的是反应堆将包含燃料盐中的增殖同位素，具有新裂变材料在运行期间被连续增殖的结果。这种情况发生在大多数核反应堆中。现有反应堆有变成更有效率的新裂变同位素增殖器的潜力，如果增殖同位素也被包含在冷却剂盐中。相同的基本反应堆设计可以被设置为再生反应堆，但具有明显改进。当裂变材料的成本显著上涨时，反应堆将更加昂贵，将只会有经济意义-如果核动力大幅取代化石燃料用于能量产生，则这将不可避免地发生。

盐的选择

再生区盐将是反应堆中重要的增殖地点。因为很多原因，钍将是示例性的增殖材料。它是便宜、丰富的以及增殖为²³³U，²³³U作为燃料是有利的，因为它产生少得多的长周期锕系废物。即使在快反应堆中钍也具有非常小的裂变截面，这将确保带有裂变产物的再生区盐最小的污染。耗尽的铀可以被用来代替钍，但需要更大的小心来从冷却剂盐中去除裂变产物，因为对于快中子裂变与钍相比²³⁸U有更大的横截面。

盐混合物实例是NaF中的22mole％ThF₄，其具有620℃的熔点。具有约900℃的燃料盐工作温度将是有必要的，类似的NaF/锕氟化物混合物将有可能作为燃料盐，虽然氯化物盐仍然是实用且将具有如上所述的一定优势。

再生区中的钍将会有效地吸收逸出堆芯的中子，从而提供与非增殖设计中铪相同的屏蔽效果。大量的再生区盐将需要比目前大多数现有熔盐反应堆设计大得多的钍。然而，钍是相对丰富的，目前代表了麻烦的、轻度放射性、稀土开采的废物副产品。取决于纯度，2011年进口到美国的钍的成本从27美元变化到250美元每公斤。即使是250美元每公斤，250吨钍将花费仅40万英镑。

燃料管材料

上述例子中燃料盐的高温会使镍合金不适合于燃料管。钼合金，或者甚至纯钼可能是足够的。可替代地，可以使用C_f/C复合材料，前体是燃料管被替换并且燃料再处理2-4年一个循环。这时间将是与既防止由于中子损伤的管弱化和去除裂变产物带来的最大化增殖效率效益相一致。从长远来看，成熟的材料，如金属复合材料和碳化硅复合材料可能是更好的选择。

锅炉管

尽管再生区盐较高的温度，镍合金很可能仍然适合于锅炉管。蒸汽和熔盐之间大的温度差可能会导致锅炉管周围形成盐的冻结壳。该层将保护管免受腐蚀。

增殖 ²³³ U的再生

与大部分再生反应堆设置相比，这个反应堆有巨大体积的再生区盐。这导致从²³²Th生产的²³³Pa被稀释，以至于在衰变为²³²U之前经历中子捕获的机会很小。因此²³³Pa的分离不是必需的。

²³³U的快速回收是需要的，以避免在再生区经历裂变，从而用裂变产物污染再生区。有很多方法可以做到这一点，但一个有吸引力的选择是在槽底部包含熔融铋/钍合金的层。通过钍从铀还原性提取铋是公认的从熔盐中回收铀的方法。铀可以允许积累很多个月，在回收之前通过再生区盐中的钍保护其免受中子通量的影响。

通过还原提取到熔融铋中，从钍的氟化物分离铀已经很好的被描述(US 3,577,225)。通常，这是通过泵送熔盐通过熔融铋的高柱实现的。在增殖发生在熔盐槽中的反应堆里，例如在此公开的反应堆，有必要在槽的底部包含例如铋的熔融金属层，其中过量钍掺入或分散在熔融金属层中。任选地，熔融金属层可以从槽底部抽出，经过蒸汽发生器或其他热交换器，在槽顶部作为喷雾或大量液体柱被重新引入，通过落入冷却剂再生区吸收热量。因此这种安排既充当热交换器，而不需再生区盐和热交换器冷却剂的物理分离，还可以提高从再生区收集裂变材料。

铀随后被从熔融金属中回收，通过从反应堆泵送和氟化，这样铀挥发为六氟化物。一种替代这个常规方法的选择是连续地或周期性地通过冷却***循环熔融金属，冷却金属到它的熔点之上。溶解在金属中的钍和铀会作为铋化物或与其他金属的相应配合物沉淀，其然后可以被移去和处理以回收铀。这个方法的优点是简单性和避免运输或处理大量铋或其它金属。

实施例反应堆结构

现在将描述若干示例性的反应堆结构以进一步说明上述讨论的原理。

实施例1

以内表面衬有10cm石墨砖的5cm厚钢板建造圆柱形反应堆槽。其外侧是绝缘的，并在混凝土和钢内衬坑中封闭在地面以下。槽的尺寸是直径6m深4m。槽填充有由40％四氟化锆和60％氟化钠组成的冷却剂盐混合物。锆含有1-2％之间的铪。通过将盐开始***电加热***的反应堆盖而使其熔融，其当反应堆运行时被去除。

蒸汽管的阵列以6管阵列的形式定位在围绕反应堆槽内部周边。每个阵列占据60度的槽的曲率，它们一起形成1米厚度的完整的环面。蒸汽管由无缝镍合金管形成，被接合到槽上方的进料管，使得没有焊接或街头被浸入熔盐中。在大约300C的水被泵入管，以在350-400C的蒸汽和水混合物的形式出现。蒸汽在蒸汽鼓中被分离，蒸汽反回到蒸汽管阵列的另一个部分以过热。用作过热器的蒸汽管阵列的被置于用来产生水/蒸汽混合物的部分之上，以便它与最高温度的冷却剂盐接触。过热蒸汽通过管道输送到对流蒸汽轮机/发电机组。蒸汽管阵列与蒸汽涡轮机的连接是远程切断的，以便蒸汽管阵列可以被远程断开，从槽移除，被替换以新鲜的阵列并重新连接到涡轮机***。

燃料管由99+％纯的钼与0.5mm的壁厚形成。它们在管的下部1.5m具有4cm的直径，在管的上部1.5m具有1.5cm的直径。上部1.5米形成外部直径4cm和间距40cm的螺旋体。它们被用夹具固定到反应堆盖上，所述夹具具有容易和远程释放的与一个5mm镍合金管网络的连接，所述网络被连接到低温阱以冷凝和存储任何从燃料盐逸出的气体。在直径为3m的圆柱形阵列中，燃料管被布置成六边形图案，中心到中心间隔为5cm。管的下部2.8米被浸没在冷却剂盐中，留下20厘米的气体空间在填充有氦气的冷却剂盐上方。

3m×2cm直径的锆金属棒通过反应堆盖通入燃料管和蒸汽管之间的空间，以作为冷却剂盐中任何反应性化学物质的牺牲清除剂。

用以铀的235同位素计浓缩到5％的氯化铀的混合物以及钚和从在常规轻水慢化反应堆中用过一次的氧化铀燃料棒中回收的高级锕系三氯化物混合物，将80％的燃料管被填充到1.4m深(1000c)。铀氯化物的95％是三氯化物，5％是四氯化物。冷冻盐被作为颗粒填充到中心制造工厂的管道中，并当冷却剂盐被加热到燃料盐熔点上方时***到反应堆中，从而避免盐通过熔融所致的膨胀造成燃料管开裂的可能。三氯化铀的浓度从阵列中心燃料管的80％降到阵列***管的70％，其余是钚和高级锕系三氯化物。

燃料管剩余的20％被冷却剂盐混合物填充，分布在阵列中，使得冷却剂盐填充的燃料管的比例从阵列外部边缘的0增加到阵列中心的30％。

每个燃料管夹持组件包含温度传感器，其通过检测熔融燃料盐之上的气柱的共振频率来运行，燃料盐的膨胀导致气柱的变短。燃料管被连续地装入反应堆，检测温度，加入更多的管，以至于完成的燃料管阵列达到设计温度。

随着反应堆运行和裂变材料被消耗，冷却剂盐填充的燃料管被燃料盐填充的管替换，从而保持燃料盐接近其设计温度。

槽之上区域由氦气填充与反应堆槽相似直径的腔和5m高。它包含了远程运行起重机装置，其可以去除燃料管或蒸汽管组以及气闸组件，以允许燃料管或蒸汽管组进出该室的移动。氦通过连续地循环和吸收/过滤装置以维持非常低的氧，氮和湿度水平。

低压“爆裂阀”被并入到带有输送钢冷凝单元的反应堆盖，以允许在反应堆槽内由于爆裂蒸汽管被排出或冷凝导致的任何蒸汽释放，而不是在反应堆槽内累计压力。

实施例2

反应堆与实施例1中描述的相似，除了以下。它特别被设计成裂变材料净供给器。

燃料管由碳化硅纤维/碳化硅复合材料制造，具有1mm厚的壁，每个表面上50μm的热解碳涂层。下部部分直径为20mm和上部为10mm。它们被安排在一个中心到中心间距28mm的六边形阵列中。燃料盐是氟化钠、四氟化铀(含有5％235U和10-20％233U的铀)和四氟化锆的45/45/10混合物。冷却剂盐是78％的氟化钠和22％四氟化钍的混合物。

10厘米深的熔融铋层处于反应堆槽底部，泵送设备从反应堆盖悬浮，连续地喷洒铋到在燃料管和蒸汽管之间区域的冷却剂盐的表面。一部分泵送的铋通过将铋冷却到熔点以上50C的冷却***被转移。沉淀的铀和铋化钍被收集和处理以回收233U。放置在槽底部的金属钍的颗粒确保了铋总是被钍金属所饱和，由此造成铀的还原性提取，铀在冷却剂中通过中子对钍的作用进入到熔融铋层而产生。

实施例3

反应堆与实施例1中描述相似，除了以下。其被特别设计以允许维持运行期间不需要更换燃料管。

代替冷却剂盐的是，20％的最初不包含燃料盐的燃料管被填充70％的天然三氯化铀/5％的四氯化铀/25％NaCl。这导致裂变的低水平以及因此的管内由于铀同位素裂变的热产生，但是相对大的通过²³⁸U的中子吸收。这些管与含燃料盐的管的逐步取代因此显著地增加堆芯网络反应性，否则其将下降，因为裂变同位素被耗尽。

冷却剂盐包含氟化镉，或另外的中子吸收氟化物，反应堆启动时在高达5mol％。随着由于裂变同位素的消耗所致堆芯反应性下降，氟化镉逐步被通过金属钠向冷却剂盐的加入还原为镉金属。镉金属在冷却剂温度下熔融并作为在槽底部的薄层累积。

实施例4

反应堆与实施例1中描述的相似，除了以下。它被特别设计成在消耗预先存在的超铀同位素库存的同时允许燃料管更换之间的长的时期，而不产生显著的新的超铀同位素。

燃料盐含有15-20％的超铀同位素的三氯化物和80-85％的四氯化钍。燃料盐中来自钍的²³³U的制造不足以维持堆芯反应性，随着裂变材料被消耗，堆芯反应性将在温度上相当快的降低。随着燃料管个体平均温度下降到低于设定的阈值，新的形成于来自冷冻超铀三氯化物的直径5mm芯块形式的裂变材料被周期性加入到每个燃料管。燃料球芯块通过燃料管喷口组件中的机构***到每个燃料管，以及通过燃料管的螺旋部分下落，直到它们到达在其中溶解并混合的熔融燃料盐。

虽然本发明已被以如上所述实施方案的形式描述，但应该理解的是，这些实施方案仅仅是说明性的，权利要求书并不被那些实施例限制。本领域技术人员将能够作出修改和替换，从公开内容的角度，其被认为可以预期以落入所附权利要求书的保护范围内。每个公开的或在本说明书中所示的特征都可以被并入本发明，无论单独或与任何其他在此公开或示出的内容一起适当的组合。

特别地，下列特征被分别或组合地确定，其被与熔盐燃料裂变反应堆一起使用。

来自熔盐燃料的热传递是通过管内盐的对流或机械搅拌来实现的，即燃料盐不是像常规熔盐反应堆中通过外部泵送或热交换来驱动。

再生区液体是一种单个槽内对流循环的熔融盐。

在进料设备中，再生区液体作为冷却剂、中子吸收剂、和反应堆的进料再生区。

熔融金属的层存在于再生区中，在其中增殖裂变同位素被溶解，由此从再生区提取它们。

以上列表不是限制性的并且本领域技术人员应当理解，上述公开的其它特征可以被单独或与其他特征结合使用。

任何具体的材料、浓度、尺寸、或其他反应堆特定的性质的讨论都被视为示例性且非限制性的，并且本领域技术人员将认识到，其他合适的材料、浓度和尺寸在该本发明的范围将成为可能。

Claims (24)

1.一种核裂变反应堆，所述反应堆包括堆芯，冷却剂液体的池，以及用于从所述冷却剂液体提取热的热交换器，其中：

所述堆芯包括中空燃料管的阵列，每个中空燃料管包含一种或多种裂变同位素的熔盐，燃料管阵列至少部分地浸没在所述冷却剂液体的池中，所述燃料管阵列包括临界区，所述临界区中在所述反应堆运行期间所述裂变同位素的密度足以引发自维持裂变反应；

其中从每个燃料管中的熔盐至该管的外部的热传递通过下列方式的任何一种或多种实现：

所述熔盐的自然对流；

所述熔盐的机械搅拌；

所述燃料管内的振荡熔盐流动；和

所述燃料管内的所述熔盐的沸腾；

并且其中所述裂变同位素的熔盐在反应堆运行期间被完全容纳在所述燃料管内。

2.根据权利要求1所述的反应堆，其中每个燃料管包括设置成将所述管的至少一部分分成节段的内部挡板。

3.根据权利要求2所述的反应堆，其中每个节段具有相同数量级的高度和直径以促进节段内的对流。

4.根据权利要求2或3所述的反应堆，其中所述内部挡板可相对所述燃料管移动，以对所述管内的熔盐赋予振荡力。

5.根据任一前述权利要求所述的反应堆，其中每个燃料管的直径为至少5mm。

6.根据任一前述权利要求所述的反应堆，其中每个管是U形的，并且通过对所述管的一端或两端施加振荡气体压力而产生每个管内的振荡燃料盐流动。

7.根据任一前述权利要求所述的反应堆，其中所述管的一个或多个以微度螺旋状物的形式形成。

8.根据任一前述权利要求所述的反应堆，其中每个管的上部是非线性的。

9.根据任一前述权利要求所述的反应堆，其中每个管包括温度传感器，所述温度传感器配置为通过下列的任一项来确定裂变材料的熔盐的温度：

从所述裂变材料的熔盐发出的光的性质；

所述裂变材料的膨胀量；

所述管内的气柱的声波共振频率。

10.根据任一前述权利要求所述的反应堆，所述反应堆被设置为允许在所述反应堆运行期间所述裂变同位素的熔盐的有限沸腾。

11.根据任一前述权利要求所述的反应堆，其中所述冷却剂液体含有足够比例的中子吸收材料，以充分保护所述液体的容纳槽免受由所述堆芯发射的中子的影响。

12.根据任一前述权利要求所述的反应堆，其中所述冷却剂液体是包含在单个槽内的熔融金属盐，并且所述冷却剂液体的循环仅由自然对流驱动。

13.根据任一前述权利要求所述的反应堆，其中所述冷却剂液体含有增殖同位素，所述增殖同位素在中子通量下产生再生裂变同位素。

14.根据权利要求13所述的反应堆，其中所述反应堆包括与所述冷却剂液体接触的熔融金属的层，所述熔融金属使得所述再生裂变同位素在所述熔融金属中可溶，所述反应堆还包括用于提取所述熔融金属的***。

15.根据权利要求14所述的反应堆，所述反应堆包括用于循环所述熔融金属以将其从所述熔融金属的层提取并且作为喷雾或多列方式再引入到所述冷却剂液体，其中所述熔融金属在再引入之前被传递到所述热交换器。

16.根据任一前述权利要求所述的反应堆，其中所述热交换器包括在所述冷却剂液体内的管的阵列，所述管包含循环通过管阵列的液体和/或气体，其中所述液体和/或气体是下列中的任一种：

水；

蒸汽；

水和蒸汽；

氦；

二氧化碳；

空气；

氮；

熔融的金属或金属盐。

17.根据任一前述权利要求所述的反应堆，其中所述燃料管由下列各项的任一种形成：

钼合金；

纯钼；

碳复合材料；和

碳化硅。

18.根据任一前述权利要求所述的反应堆，其中所述堆芯还包含中子慢化材料。

19.根据权利要求17所述的反应堆，其中所述中子慢化材料安置在所述燃料管的阵列内的慢化剂管中。

20.根据任一前述权利要求所述的反应堆，其中燃料管的数量密度向所述燃料管的阵列的中心减少。

21.根据任一前述权利要求所述的反应堆，其中所述燃料管内的裂变同位素和/或增殖同位素的浓度向所述燃料管的阵列的外部增加。

21.根据任一前述权利要求所述的反应堆，其中所述燃料管含有与燃料管材料和裂变元素之间的卤素中间体具有反应性的金属。

22.根据任一前述权利要求所述的反应堆，其中所述裂变同位素的熔盐包含所述裂变同位素的三卤化物。

23.一种运行核裂变反应堆的方法，所述核裂变反应堆包括堆芯，冷却剂液体的池和热交换器，所述堆芯包括中空燃料管的阵列，每个中空燃料管包含一种或多种裂变同位素的熔盐，燃料管阵列至少部分地浸没在所述冷却剂液体的池中并且包括临界区，所述临界区中在所述反应堆运行期间所述裂变同位素的密度足以引发自维持裂变反应；所述方法包括：

将所述熔盐完全容纳在所述燃料管内；

使用下列方式的一种或多种，将热从每个燃料管中的所述熔盐传递到该管的外部，并且进而传递到所述冷却剂：

所述熔盐的自然对流；

所述熔盐的机械搅拌；

所述燃料管内的振荡熔盐流动；和

所述燃料管内的所述熔盐的沸腾；和

使用所述热交换器从所述冷却剂提取热。