在引用的附图中，说明了示例性的实施方式。其意图为认为此处所公 开的实施方式和附图是说明性的，而不是限制性的。
图1A示意性地示出示例性的核裂变反应堆；
图1B和1C描绘了截面vs中子能；
图1D至1H示出在核裂变反应堆开机运行的时间期间的相对浓度；
图1I和1J示意性地示出示例性的核裂变反应堆芯组件；
图2A至2C示意性地示出示例性的核裂变燃料组件；
图3A至3D示意性地示出示例性的核裂变燃料几何结构；
图4示意性地示出示例性的非连续的核裂变燃料材料；
图5示意性地示出示例性的模块化的核裂变燃料芯；
图6A至6C示意性地示出示例性的模块化的核裂变设施；
图7示意性地示出示例性的快速流体冷却；
图8示意性地示出示例性的核裂变燃料的可变烧尽；
图9A示意性地示出示例性的核裂变燃料的可编程的温度调节；
图9B描绘了运行温度曲线图；
图10A和10B示意性地示出示例性的材料的核照射；
图11A至11C示意性地示出示例性的核反应性的温度控制；
图12示意性地示出示例性的低冷却剂温度的核裂变反应堆；
图13示意性地示出示例性的核裂变燃料的去除；以及
图14A和14B示意性地示出示例性的核裂变爆燃波的再次传播。

概括地说，实施方式提供自动化的核裂变反应堆以及用于其运行的方 法。全部通过非限制性举例的方式给出，将首先描述示例性的反应堆、示 例性的芯的原子核物理学以及运行的细节。然后，将描述关于几个示例性 的实施方式和方面的细节，例如但不限于，核裂变燃料的再次使用、可选 燃料和燃料几何结构、模块化的燃料芯、快速流体冷却、可变烧尽、可编 程的核调温器、快中子通量照射、温度驱动的中子吸收、低冷却剂温度芯、 燃料补给，以及相似物。
现在参考图1A，通过举例而不是限制的方式给出，核裂变反应堆10 作为在此描述的实施方式和方面的示例性的基础环境(host environment)。 尽管考虑了反应堆10的许多实施方式，但在许多所考虑的反应堆10的实 施方式中，共同的特性是核裂变爆燃波，或“烧前(burnfront)”的产生 和传播。
考虑事项
在讨论反应堆10的细节之前，反应堆10的实施方式后的考虑事项将 通过概述的方式给出，而不是解释为限制。反应堆10的一些实施方式反 映了达到下面讨论的所有注意事项。另一方面，反应堆10的一些其他实 施方式反映了达到所选的注意事项，而不需要满足下面讨论的所有考虑事 项。下面讨论的部分包括摘自以下论文的信息：Aspen Global Change Institute的2003年7月的研讨会上展示的Edward Teller、MurielIshikawa、 Lowell Wood、Roderick Hyde和John Nukolls的、题为“Completely Automated Nuclear Power Reactors For Long-Term Operation：III.Enabling Technology For Large-Scale，Low-Risk，Affordable Nuclear Electricity”， University of California Lawrence Livermore National Laboratory，出版号为 UCRL-JRNL-122708(2003)。(该论文是为提交到2003年11月30日的 Energy，The International Journal而准备的)，其全部内容通过引用合并于 此。
预想的用于反应堆10的实施方式中的核裂变燃料通常是普遍可得 的，例如但不限于铀(天然的、贫化的或浓缩的)、钍、钚，或者甚至先 前燃烧过的核裂变燃料组件。此外，可在反应堆10的实施方式中使用不 那么普遍可得的核裂变燃料，例如但不限于，其他锕系元素或其同位素。 虽然反应堆10的实施方式考虑以满功率在约1/3个世纪至1/2个世纪或 更久的量级的时间长期运行，但反应堆10的一些实施方式的方面不考虑 核燃料补给(而是考虑在寿命终止时就地掩埋)，而反应堆10的实施方式 的一些方面考虑核燃料补给——一些核燃料补给发生在停机期间而，一 些核燃料更换发生在开机运行期间。也考虑到，可避免核裂变燃料的回收， 因而降低了转移为军事用途的可能性以及减缓了其他问题。
反应堆10的实施方式后的其他考虑事项包括以明显安全的方式处理 在运行过程中产生的长期存在的放射性。预期地，反应堆10能够减缓由 于操作者的失误引起的伤害、例如冷却剂损失事故(LOCA)的严重事故， 等等。在一些方面，可以以低风险并且廉价的方式来实现停止运行。
因此，反应堆10的一些实施方式可能需要位于地下，从而解决将放 射性的大的、突然的释放或小的、稳态的释放到生物圈中。反应堆10的 一些实施方式可能需要最小化操作者的控制，因而尽可能实际地自动化那 些实施方式。在一些实施方式中，考虑了面向生命周期的设计 (life-cycle-oriented design)，其中反应堆10的那些实施方式可以以尽可 能实际地完全自动的方式，从开始一直运行到寿命终止而停机。反应堆 10的一些实施方式为其自身提供模块化的构造。最后，可根据高功率密 度来设计反应堆10的一些实施方式。
反应堆10的各种实施方式的一些特性起因于一些上面的考虑事项。 例如，同时满足实现以全功率运行1/3-1/2个世纪(或更久)而无核燃料 补给以及避免核裂变燃料的回收的愿望就需要使用快中子能谱。如另一个 实施例，在一些实施方式中，反应堆10例如通过强的快中子吸收剂在局 部反应上实现的负反馈而设计有负的反应性温度系数(ατ)。如另一个实 施例，在反应堆10的一些实施方式中，分布式的调温器使传播核裂变燃 料燃烧的核裂变爆燃波模式成为可能。该模式同时允许非浓缩的锕系燃 料，例如天然铀或钍的高平均烧尽，并且允许在芯的燃料供送中使用可核 裂变材料的适度同位素浓缩的相当小的“核裂变点火器”区域。如另一个 实施例，在反应堆10的一些实施方式中，在主芯和次芯冷却中提供多重 备份(multiple redundancy)。
核裂变反应堆的示例性的实施方式
既然已描述了在反应堆10的一些实施方式后的一些考虑事项，将解 释关于反应堆10的示例性的实施方式的进一步的细节。应强调，反应堆 10示例性的实施方式的下列描述只是通过非限制性举例的方式给出，而 不是通过限制的方式给出。如上所述，考虑了反应堆10的几个实施方式， 还有反应堆10的进一步的方面。在讨论了关于反应堆10的示例性的实施 方式的细节之后，也将讨论其他的实施方式和方面。
仍然参考图1A，反应堆10的示例性的实施方式包括放置在反应堆压 力容器12内的核裂变反应堆芯组件100。考虑了核裂变反应堆芯组件100 的几个实施方式和方面，其将在后面讨论。将在后面详细讨论的关于核裂 变反应堆芯组件100的一些特性包括核裂变燃料材料和其相应的原子物 理学、燃料组件、燃料几何结构，以及核裂变爆燃波的起爆和传播。
合适地，反应堆压力容器12可以是现有技术已知的任何可接受的压 力容器，并且可由可接收地用于反应堆压力容器的任何材料制成，例如但 不限于，不锈钢。在反应堆压力容器12内，中子反射器(未示出)和辐 射屏蔽层(未示出)包围核裂变反应堆芯组件100。在一些实施方式中， 反应堆压力容器12位于地下。在这种情形中，反应堆压力容器12也可作 为核裂变反应堆芯组件100的掩埋桶(burial cask)。在这些实施方式中， 反应堆压力容器12可以合适地被隔离材料，如干砂的区域(未示出)包 围，用于长期环境隔离。隔离材料的区域(未示出)可具有直径为约100m 的尺寸。然而，在其他实施方式中，反应堆压力容器12位于地表上或接 近地表。
反应堆冷却剂回路14将热量从核裂变反应堆芯组件100中的核裂变 迁移到应用换热器16。可以根据具体应用的需要来选择反应堆冷却剂。 在一些实施方式中，合适地，反应堆冷却剂是氦(He)气。在其他实施 方式中，合适地，反应堆冷却剂可以是其它的加压惰性气体，例如氖、 氩、氪、氙，或其他流体，例如水或气态或超流体二氧化碳，或液态金属， 例如钠或铅，或金属合金，例如Pb-Bi，或有机冷却剂，例如聚苯，或碳 氟化合物。合适地，根据需要，反应堆冷却剂回路可以由钽(Ta)、钨(W)、 铝(Al)、钢或其他含铁或非铁类合金制成，或由钛基合金或锆基合金制 成，或由其他金属或合金制成，或由其他结构材料或复合材料制成。
在一些实施方式中，应用换热器16可以是蒸汽发生器，其产生被设 置作为用于使机器旋转，例如使在发电站20内的涡轮发电机18旋转的原 动力的蒸汽。在这种情形中，合适地，核裂变反应堆芯组件100在高工作 压力和高温下运行，例如高于约1,000K，并且在蒸汽发生器中产生的蒸 汽可能是过热蒸汽。在其他实施方式中，应用换热器16可以是在较低的 压力和温度下(即，不需要过热蒸汽)产生蒸汽的任何蒸汽发生器，并且 核裂变反应堆芯组件100在低于约550K的温度下运行。在这些情形中， 应用换热器16可以为应用，例如用于海水的淡化装置或用于通过蒸馏将 生物量加工成乙醇，或相似应用提供工艺用热(process heat)。
可选的反应堆冷却剂泵22使反应堆冷却剂循环经过核裂变反应堆芯 组件100和应用换热器16。应注意，虽然说明性的实施方式示出泵和重 力驱动的循环，但是其它方式可以不使用泵或循环结构，或其他的类似地 在几何构造上受到限制。合适地，当核裂变反应堆芯组件100大体上位于 与应用换热器16竖直地共面而导致不产生热驱动头(thermal driving head)时，设置反应堆冷却剂泵22。当核裂变反应堆芯组件100位于地 下时，也可以设置反应堆冷却剂泵22。然而，当核裂变反应堆芯组件100 位于地下时，或以任何一种方式使得核裂变反应堆芯组件100在应用换热 器16下面被竖直地隔开时，可能在离开反应堆压力容器12的反应堆冷却 剂和离开应用换热器16的反应堆冷却剂(离开应用换热器16的反应堆冷 却剂的温度低于离开反应堆压力容器12的反应堆冷却剂的温度)之间生 成热驱动头。当存在足够的热驱动头时，不需要为了提供足够的循环使反 应堆冷却剂经过核裂变反应堆芯组件100来从在开机运行期间的裂变中 去除热量而设置反应堆冷却剂泵22。
在一些实施方式中，可设置多于一个的反应堆冷却剂回路14，从而 在严重事故事件，例如冷却剂损失事故(LOCA)或流量损失事故(LOFA) 或主至次渗漏，或相似事故中向其他反应堆冷却剂回路14中的任意一个 提供备份。通常，每个反应堆冷却剂回路14被规定为全功率运行，但一 些应用可以去除该限制。
在一些实施方式中，在反应堆冷却剂系统14的线路中设置一次性关 闭装置24，例如反应堆冷却剂截止阀。在每个所设置的反应堆冷却剂回 路14中，在来自反应堆压力容器12的出口线路，以及在从应用换热器 16的出口到反应堆压力容器12的返回线路中设置有关闭装置24。一次性 关闭装置24是快速动作的关闭装置，其在紧急情况下，例如探测到反应 堆冷却剂中携带有相当数量的裂变产物时快速关闭。除了自动致动的常规 阀的冗余系统(redundant system)(未示出)，也设置了一次性关闭装置24。
设置吸热换热器26来去除余热(after-life heat)(衰变热)。吸热换热 器26包括配置为将衰变热去除冷却剂循环经过核裂变反应堆芯组件100 的主回路。吸热换热器26包括耦合到设计的吸热热管网络(未示出)的 次回路。在一些情况中，例如，为了备份的目的，可设置多于一个的吸热 换热器26。每个所设置的吸热换热器26可以位于核裂变反应堆芯组件100 之上的一段竖直距离处，以便提供足够的热驱动头来保证衰变热去除冷却 剂的自然流动，而不需要衰变热去除冷却剂泵。然而，在一些实施方式中， 可以设置衰变热去除泵(未示出)，或者，如果在适当处设置了反应堆冷 却剂泵，则反应堆冷却剂泵可以用于去除衰变热。
既然已经给出反应堆10的示例性的实施方式的概述，那么将讨论其 它实施方式和方面。首先，将讨论核裂变反应堆芯组件100的实施方式和 方面。首先，将描述核裂变反应堆芯组件100和其原子物理学以及核裂变 爆燃波的传播的概述，然后描述核裂变反应堆芯组件100的示例性的实施 方式和其他方面。
通过概述和总括的方式给出，反应堆芯组件100的结构部件可由钽 (Ta)、钨(W)、铼(Re)，或碳复合材料、陶瓷，或相似物制成。因为 核裂变反应堆芯组件100在高温下运行，并且因为在全功率运行的所预想 的寿命中的这些材料的蠕变阻力、机械可使用性，以及抗腐蚀能力，所以 这些材料是合适的。结构部件可由单一材料，或材料的组合(如，涂层、 合金、多层、复合材料，及其相似物)制成。在一些实施方式中，反应堆 芯组件100在足够的更低的温度下运行，以便可以，单独或以组合的方式， 将其它材料，例如铝(Al)、钢、钛(Ti)或其他类似材料用于结构部件。
核裂变反应堆芯组件100包括小的核裂变点火器和更大的核裂变爆 燃燃烧波传播区域。合适地，核裂变爆燃燃烧波传播区域包括钍或铀燃料， 并且其遵循快中子能谱裂变增殖(breeding)的一般定律。在一些实施方 式中，通过在后面详细描述的、调节局部中子通量并且因而控制局部功率 产生的温度调节模块，来保持核裂变反应堆芯组件100各处有均匀的温 度。
合适地，由于使用有效的核裂变燃料和最小化同位素浓缩的要求的原 因，核裂变反应堆芯组件100是增殖堆。进一步地，现在参考图1B和1C， 合适地，因为用于热中子的裂变产物的高吸收截面不允许使用多于约1％ 的钍，或在以铀为燃料的实施方式中，不允许使用更丰度的铀同位素， U238，而不去除裂变产物，所以核裂变反应堆芯组件100使用快中子能谱。
在图1B中，描绘了在10-3-107eV的中子能范围内的、对于以Th232 为燃料的所感兴趣的中子驱动主导的核反应的截面。可以看出，在裂变产 物原子核上的放射性俘获的损失主导了在近热能(～0.1eV)处的中子平衡， 但在高于共振俘获区域(～3-300eV之间)时相对可忽略。因此，当试图 获得高收益的可增殖至可裂变的增殖堆时，以快中子能谱运行可帮助防止 燃料再循环(即，周期性或连续地去除裂变产物)。所示的用于裂变产物 的放射性俘获的截面是那些用于来自快中子引发的裂变的中间物-Z原子 核的放射性俘获截面，该中间物-Z原子核经历随后的β-衰变直到可忽略 的程度。在核裂变反应堆芯组件100的实施方式的燃烧波的中央部分的那 些将经历一些衰变，并且因此将具有略高些的中子活动性。然而，参数研 究显示芯燃料燃烧结果可能对这种衰减的精确度不敏感。
在图1C中，在图1C的上部分，在中子能范围的最感兴趣的部分， ＞104和＜106.5eV之间的，描绘了对于以Th232为燃料的实施方式的主要感 兴趣的中子驱动主导的核反应的截面。反应堆10的实施方式的中子能谱 峰值在≥105eV的中子能区域。图1C的下部分包括这些截面vs中子能与 在Th232上中子的放射性俘获，可增殖至可裂变的增殖步骤的截面的比值 (如得到的Th233迅速β-衰变为Pa233，然后Pa233相对缓慢地β-衰变为U233， 类似于由U238进行中子俘获时的U239-Np239-Pu239β-衰变链)。
可以看出，在所感兴趣的中子能范围内，对裂变产物的放射性俘获的 损失是相对可忽略的，并且进一步地，高性能结构材料，如Ta的百分之 几十的原子分数将在核裂变反应堆芯组件100中的中子平衡上施加可容 忍的负荷(tolerable loads)。这些数据也显示，超过50％的平均堆芯燃料 烧尽是可实现的，并且当由于裂变产物的积累，反应性最终被驱动为负时， 核裂变爆燃波后的裂变产物与可裂变原子的比值大约为10∶1。
核裂变爆燃波的烧前的产生和传播
现在将解释核裂变反应堆芯组件100内的核裂变爆燃波。经过可燃材 料的爆燃燃烧波的传播可以按可预测水平释放功率。此外，如果材料的配 置具有需要的时不变的特性，那么继而发生的功率产生将在稳定的水平。 最后，如果可以以实际的方式外部调节爆燃波的传播速度，那么可以根据 需要控制能量释放速度和因此控制功率产生。
由于几种原因，稳态核裂变爆震波通常不适合用于功率产生，例如用 于电功率的产生或相似的功率产生。进一步地，作为在波传播的最早的阶 段期间的能量释放的流体动力学的结果，由于必须防止最初的核裂变燃料 排列(fuel configuration)分解，因此核裂变爆燃波在自然界中是不常见 的。
然而，在核裂变反应堆芯组件100的实施方式中，核裂变爆燃波可以 以亚音速的方式在可裂变的燃料中产生和传播，可裂变的燃料的压力实质 上与其温度无关，以便其流体动力学实质上是“固定的”。可以以有助于 大规模民用功率生产，例如在如反应堆10的实施方式的发电反应堆系统 中的方式，来控制核裂变爆燃波在核裂变反应堆芯组件100内的传播速 度。
在下面解释核裂变爆燃波的原子核物理学。通过俘获任何能量的中子 来引发所选锕系元素的同位素-可分裂的那些-的核裂变，允许在任何材料 温度，包括任意地的温度下释放核结合能。通过实质上任何锕系同位素的 核裂变，平均地，每俘获一个中子释放多于一个单个中子允许在这种材料 中以离散的中子为媒介的核裂变连锁反应的理论上的可能性。通过一些锕 系同位素的核裂变，对于每个所俘获的中子释放多于两个中子(平均地， 在某个中子能范围内)则允许以下理论上的可能性：首先通过最初的中子 俘获将不可分裂的同位素的原子转变为可分裂的原子(通过俘获中子和相 继的β-衰变)、并且然后在第二个中子俘获的过程中中子裂变新生成的可 分裂的同位素的原子核。
平均地，如果来自给定核裂变事件的一个中子可以被放射性地俘获在 不可分裂但‘增殖性的’原子核上，然后不可分裂但‘增殖性的’原子核 将转变(如通过β-衰变)为可分裂的原子核并且来自相同裂变事件的第 二个中子可被俘获在可分裂的原子核上并且，因而，引发裂变，那么大多 数真正高Z(Z≥90)的核素可以被燃烧。具体地，如果这些布置的任意 一个是稳态的，那么可以满足在给定材料中传播核裂变爆燃波的充分条 件。
由于在将增殖性的原子核转变为可分裂的原子核的过程中的β-衰变， 波前进的特征速度的量级为由中子从其裂变开始到其被放射性的俘获在 增殖性的原子核上所行进的距离与从增殖性的原子核到可分裂的原子核 引起的β-衰变的(连锁反应中存活最久的原子核的)半衰期的比值。由 于在正常密度的锕系中的这种特征的裂变中子传输距离约为10cm，并且 对于所感兴趣的大多数情形β-衰变的半衰期为105-106秒，所以特征性的 波速为10-4-10-7cm/sec或为核爆震波速度的10-13-10-14倍。这种“极慢的” 行进速度呈清了该波是爆燃波，而不是爆震波。
爆燃波不仅非常缓慢地、而且非常稳定地传播。如果这种波试图加速， 其前缘遇到更加纯的增殖性材料(从中子的角度来说，其是相当有损的)， 因为远远超前于波中央的可分裂的原子核的浓度以指数地变低，并且因此 波的前缘(此处指“烧前”)停顿。相反地，然而，如果波减速，由连续 的β-衰变引起的可分裂的原子核的局部浓度增加，裂变和中子产生的局 部速度升高，并且波的前缘，即烧前，加速。
最后，如果足够快速地从波在其中传播的、最初增殖性的物质的配置 的所有部分中去除与核裂变相关的热量，那么传播可以发生在任意低的材 料温度-虽然中子和裂变原子核的温度可能是约1MeV。
用于产生和传播核裂变爆燃波的这种条件可以由容易获得的材料来 实现。尽管锕系元素的可分裂的同位素，绝对地和相对这些元素的增殖性 的同位素来说，在地球上是稀少的，可以集中、浓缩和合成可分裂的同位 素。使用自然存在的和人造的同位素，分别如U235和Pu239来产生和传播 核裂变爆震波都是众所周知的。
对相关的中子截面(在图1B和1C中示出)的考虑显示，如果在波 中的中子能谱是“硬的”或“快的”中子能谱，那么核裂变爆燃波可以燃 烧自然存在的锕系，如Th232或U238的芯的大部分。即，如果在波中进行 连锁反应的中子具有的能量与中子从初期的裂变碎片所消散的约1MeV 比较不是非常小，那么当核产物的局部质量分数变得与增殖性材料的局部 质量分数相当时，可避免对于时空-局部中子平衡的相对大的损失，(回想， 单个摩尔的裂变材料裂变转变为两摩尔的裂变产物原子核)。即使对于具 有期望的高温特征的典型的中子反应堆结构材料，例如Ta的中子损失， 在中子能≤0.1MeV时可能变得可观。
另一个考虑是随着中子多重裂变的入射中子能，v，以及随着引起裂 变(不仅仅是发射γ射线)的所有中子俘获事件的分数的(相当小的)变 化。当没有来自芯的渗漏或在其体内的寄生吸收(parasitic absorption)(如 在裂变产物上)，对于核裂变反应堆芯组件100的每种可分裂的同位素， 方程α(v-2)的数学符号为核裂变爆燃波在与总的可分裂的同位素质量预 算相比的增殖性材料中传播的可行性建立了必要条件。从为约1MeV的 裂变中子能低至共振俘获区域，对于所有感兴趣的可分裂的同位素，数学 符号通常是正的。
α(v-2)/v的数量是总的裂变生成的中子的分数的上限，总的裂变生成 的中子的分数可能在爆燃波传播期间因渗漏、寄生吸收或几何发散而损 失。应注意，对于中子能范围内的主要可分裂的同位素，该分数为 0.15-0.30，其在实际感兴趣的所有有效地未减速的锕系同位素的配置(约 0.1-0.15MeV)中都是奏效的。与(超热能)热能中子(见图1C)所存在 的情形相反，其中由裂变产物引起的寄生损失控制由十进制数量级为 1-1.5的可增殖至可裂变的转变引起的那些损失，在0.1-1.5eV的中子能范 围内，通过在增殖性的同位素上俘获的分裂元素产生量超过通过裂变产物 俘获的分裂元素产生量的数量级为0.7-1.5。前者显示，在或接近热中子 能时，只有1.5-5％范围的可增殖至可裂变的转变是可行的，而后者显示， 对于近裂变能中子能谱，期望得到超过50％的转变。
在考虑核裂变爆燃波的传播条件时，对于非常大的、“自反射 (self-reflected)”锕系配置，可以实际上忽略中子渗漏。参考图1C以及 对完全通过在锕系原子核上散射的中子减速程度的分析估计，应理解，在 地球上相对丰富的两种类型的锕系：Th232和U238，分别为自然存在的钍 和铀的唯一的和主要的(即，存活的最久的)同位素成分的足够大的配置 中，可以实现爆燃波传播。
具体地，中子能显著地降低至低于0.1MeV之前，在这些锕系同位素 中传输裂变中子可能导致在增殖性的同位素原子核上的俘获，或导致可分 裂原子核的裂变(并且因此易受俘获在裂变产物原子核上的不可忽略的可 能性的影响)。参考图1B，应理解，在其变得数量上不确定之前，裂变产 物原子核的浓度应必须显著超过增殖性的原子核的浓度，并且可分裂的核 浓度的数量级可比裂变产物或增殖性原子核中浓度低的那个还要小。对相 关的中子散射截面的考虑显示锕系元素的正圆柱构型将具有 ＞＞200gm/cm2的密度-半径产物-即，其将具有半径＞＞10-20cm的固体密度 的U238-Th232，锕系元素的正圆柱构型足够宽大(extensive)，以便对于分 裂中子半径尺寸而言，其相对于分裂中子是无限厚的-即，自反射。
如一个实施例，研究显示，套有15cm的C12(如石墨)的环状壳的、 直径为25cm的固体密度的Th232的圆柱体可以传播核裂变爆燃波，且最 初存在的Th232的烧尽≥70％。此外，研究显示，用半密度的U238替换Th232 可产生相似的结果-虽然实现了增殖性同位素的≥80％的烧尽(如可通过观 察图1C想到的)。
增殖并燃烧的波的′局部′几何结构的基本条件是，超出在燃烧波芯的 局部裂变过程的中子的通量历史在数量上足够多，以便以自给的方式至少 将可分裂原子密度1-2平均自由行程复制到还未燃烧过的燃料中。在这种 计算的方案中，因为其可分裂部分的中子反应性正是由结构的寄生吸收和 在渗漏顶部的裂变产物的量(inventories)来平衡的，燃烧波的高峰之后 的“灰烬”实质上是‘中子地中性的(neutronically neutral)’。如果随着 波的传播，在波中央和恰好在波中央前面的可分裂原子的量是时间稳定 的，那么其非常稳定；如果稍不时间稳定，那么波是‘熄火的(dying)’， 而如果更加时间稳定，波将被称为‘加速的’。
因此，核裂变爆燃波可以在自然存在的锕系同位素的配置中传播，并 长时间段地保持在实质上稳态的条件下。
通过非限制性举例的方式，上面的讨论已考虑了直径少于约一米的天 然铀或钍金属的圆柱体-并且如果使用有效的中子反射器，实质上其直径 可以更小-其可以在任意长的轴向距离上稳定地传播核裂变爆燃波。然而， 核裂变爆燃波的传播并不是解释为限于圆柱体、对称的几何结构或单独地 连接的几何结构。为此目的，后面将考虑核裂变反应堆芯100的可选几何 结构的其他实施方式。
核裂变爆燃波的传播对核裂变反应堆10的实施方式具有影响。作为 第一实施例，在爆燃波的中子平衡中，可以以可接受的代价将局部材料温 度反馈施加在局部核反应速度上。这种大的负的中子反应性的温度系数给 与了控制爆燃波行进速度的能力。如果从燃烧的燃料中提取很小的热功 率，其温度升高而与温度相关的反应性降低，以及在波中央的核裂变速度 相应地变小，并且波的时间方程只反映非常小的轴向前进速度。相似地， 如果热功率的去除速度大，材料温度降低并且中子反应性升高，波内中子 平衡变得相对不受抑制，并且波沿轴向相对快速地前进。后面将讨论关于 核裂变反应堆芯组件100的实施方式内的示例性的执行温度反馈的细节。
作为核裂变爆燃波传播对核裂变反应堆10的实施方式的影响的第二 实施例，将使用少于在核裂变反应堆10中的所有的总裂变中子产量。例 如，局部材料温度温度调节模块可以使用在核裂变反应堆10中的总裂变 中子产量的约5-10％。在核裂变反应堆10中的总裂变中子产量的另外的 ≤10％可能损失于在核裂变反应堆10的结构部件中使用的相对大数量的 高性能、高温、结构材料(例如Ta、W或Re)中的寄生吸收。这种损失 为了达到≥60％的转换为电的热动力学效率并且获得高的系统安全品质因 数而发生。如在图1B和1C中的Ta显示的，这些材料，例如Ta、W和 Re的Z，大约是锕系元素的Z的80％，并且因此，与锕系元素的对于高 能量中子的放射性俘获截面相比，这些材料对于高能量中子的放射性俘获 截面不是特别地小。在核裂变反应堆10中的总裂变中子产量的最后的 5-10％可能损失于裂变产物中的寄生吸收。如上面提到的，典型地，中子 平衡是足够丰富的，以致在不存在渗漏和快速几何发散时，总裂变中子产 量的约0.7足以维持爆燃波的传播。这与使用低浓缩燃料的(超热)热中 子功率反应堆是强烈的对比，对于使用低浓缩燃料的(超热)热中子功率 反应堆来说，设计和运行的中子平衡规则必须是严格的。
作为核裂变爆燃波传播对核裂变反应堆10的实施方式的影响的第三 实施例，核裂变爆燃波特有的最初锕系燃料量的高烧尽(约50％至约80％ 的量级)允许高效率利用开采的燃料(as-mined fuel)-此外不需要再加工。 现在参考图1D-1H，在1/3个世纪的时间间隔中持续要求全反应堆功率的 情况下，描绘了在核裂变爆燃波产生(有时此处称为“核裂变点火”)后 反应堆的使用寿命期间的四个等间隔时间中，核裂变反应堆芯组件100 的实施方式的燃料供送特征。在所示的实施方式中，两个核裂变爆燃波前 从产生部位28(靠近核裂变反应堆芯组件100的中心)朝核裂变反应堆 芯组件100的末端传播。在图1D中显示了核裂变反应堆芯组件100的燃 料供送的完全点火后，在各个时间点的核裂变爆燃波对的前缘的相应位 置。图1E、1F、1G和1G分别示出大约在核裂变点火之后约7.5年、15 年、22.5年和30年的时间，作为纵坐标值的、在一系列代表性的近轴区 域中的各种同位素成分的质量(以每cm轴向芯长度的总质量kg为单位) 和在所显示的轴向位置处的燃料的比功率(specific power)(以W/g为单 位)vs.作为横坐标值的、沿着示例性的、非限制性的10-米长的燃料供送 的轴向位置。中央的干扰是由于由产生部位28(图1D)显示的核裂变点 火器模块的存在引起的。
应注意，来自烧前后面的最强燃烧区域的中子通量在烧前的前缘处增 殖富含可分裂同位素的区域，因而用来推进核裂变爆燃波。核裂变爆燃波 的烧前经过给定质量的燃料之后，只要在可获得的增殖性原子核上的放射 性的中子俘获的可能性明显大于在分裂产物的原子核上的放射性的中子 俘获的可能性，则可分裂原子的浓度继续上升，同时进行的裂变产生更多 质量的分裂产物。在任何给定的时刻，原子功率产生密度在燃料供送该区 域内达到高峰。也应注意，在所示出的实施方式中，在点火器模块的左侧 和右侧的两个稍微不同类型的温度调节单元的不同作用导致相应的稍微 不同的功率产生水平。
仍然参考图1D-1H，可以看出，远在核裂变爆燃波的前进的烧前之 后，裂变产物原子核(其质量平均接近可分裂原子核的质量的一半)相对 于可分裂的原子核的浓度比值上升到与可分裂裂变相对于裂变产物的放 射性俘获的截面(图1B)的比值相当的数值，因此“局部中子反应性” 稍微变负，并且在核裂变爆燃波的烧前远远的后面，燃烧和增殖实际上停 止-如将从相互比较图1E、1F、1G和1H所理解的。
在核裂变反应堆10的一些实施方式中，所有在反应堆中曾经使用的 核裂变燃料是在生产核裂变反应堆芯组件100期间安装的，并且未曾从在 核裂变点火后不能再进入的核裂变反应堆芯组件100中去除用过的燃料。 然而，在核裂变反应堆10的一些实施方式中，在核裂变点火后，额外的 核裂变燃料被加入到核裂变反应堆芯组件100中。然而，在核裂变反应堆 10的一些其它实施方式中，用过的燃料被从反应堆芯组件中去除(并且， 在一些实施方式中，当核裂变反应堆10开机运行时，可以执行从核裂变 反应堆芯组件100中去除用过的燃料)。当核裂变爆燃波经过锕系‘燃料’ 的任何给定的轴向元素，将其转换为裂变产物‘灰烬’，不管用过的燃料 是否被去除，预先扩充装载时的燃料(as-loaded fuel)允许用更低密度的 裂变产物替换更高密度的锕系，而不改变燃料元素中的任何整体体积。
通过在可分裂的同位素中浓缩的‘核裂变点火器模块’，容易地完成 将核裂变爆燃波发射到(launching)Th232或U238燃料供送中。更高的浓 缩导致更紧凑的模块，并且最小质量的模块可以使用减速剂浓度梯度。此 外，核裂变点火器模块的设计可以部分地取决于非技术考虑，如在防止在 各种情形中材料转为用于军事目的。例如，与技术上更理想的在Th232中 的Pu239相比，这种模块在U238中使用足够低浓度的U235，例如≤20％，以 便在任何数量或配置时实际上不可爆炸。已经超出军事储蓄的U235的数 量足够用于≥104个这种核裂变点火器模块，相应于足够为100亿人提供 每人千瓦的电的核裂变功率反应堆的总量。
虽然前面描述的实施方式的说明性的核裂变点火器包括配置为发动 燃烧的波前的传播的核裂变材料，在其它方式中，除了或替代前面描述的 那些反应性源，核裂变点火器可以包括其它类型的反应性源。例如，核裂 变点火器可包括“燃烧的余烬(burning embers)”，如，通过暴露于传播 的核裂变爆燃波反应堆中的中子，在可分裂的同位素中浓缩的核裂变燃 料。这种“燃烧的余烬”可作为核裂变点火器，尽管存在各种数量的裂变 产物“灰烬”。例如，核裂变点火器可包括使用高能离子(如，质子、氘 核、α粒子或相似物)或电子的电驱动的源的中子源，该中子源可反过来 产生中子。在一个说明性的方式中，可以将粒子加速器，例如线性加速器 定位，来向中间材料提供高能质子，该中间材料可以反过来提供这种中子 (如通过散裂)。在其它说明性的方式中，可以将粒子加速器，例如线性 加速器定位，来向中间材料提供高能电子，该中间材料可以反过来提供这 种中子(如通过高Z元素的电分裂和/或光分裂)。可选地，其它已知的中 子发射过程和结构，例如电触发的聚变方法，可以提供中子(如来自D-T 聚变的14MeV中子)，其可以因而发动传播裂变波。
既然已经讨论了燃料供送和核裂变爆燃波的原子核物理学，将讨论关 于“核裂变点火”和保持核裂变爆燃波的进一步的细节。在可裂变材料， 如“U235”中适当浓缩的、位于中央的核裂变点火器使中子吸收材料(如 氢硼化物)(例如通过操作者控制的电加热)从其去除，并且核裂变点火 器变得中子临界(neutronically critical)。局部燃料温度升高至设计设定值 并且随后由局部温度调节模块调节(在后面详细讨论)。大多数来自U235 的快速裂变的中子首先在当地的U238或Th232上被俘获。
应理解，通过将耐火减速剂，如石墨的径向密度梯度引入到核裂变点 火器中以及直接包围它的燃料区域中，核裂变点火器的铀浓缩可以下降到 不比轻水反应堆(LWR)燃料的铀浓缩多多少的水平。高减速剂密度使 低浓缩的燃料能够满意地燃烧，而降低减速剂密度允许发生有效的可分裂 增殖。因此，最佳的核裂变点火器设计可包括来自完全点火的堆芯燃料供 送的增殖鲁棒性(proliferation robustness)与从起始的临界性到可获得全 额定功率的最小等待时间之间的平衡。更低的核裂变点火器浓缩度需要更 多的增殖生产并且因此需要更长的等待时间。
因为虽然总的可分裂的同位素的量单调递增，但是该总的量在空间上 变得更加分散，所以在核裂变点火过程的第一阶段，核裂变反应堆芯组件 100的最大(未调节)反应性缓慢地降低。由于起始燃料几何结构、燃料 浓缩度vs.位置和燃料密度的选择的结果，可以在获得其最小值的时间点 处将最大反应性仍然设置为稍微为正。紧接着，最大反应性开始朝其最大 值迅速增加，相应于在增殖区域中的可分裂的同位素的量实质上超过保持 在核裂变点火器中的可分裂的同位素的量。然后，准球状环形外壳提供最 大比功率生产。在此刻，核裂变反应堆芯组件100的燃料供送称为“点火 的”。
既然核裂变反应堆芯组件100的燃料供送已是“点火的”，现在将讨 论核裂变爆燃波的传播，此处也被称为“核裂变燃烧”。最大具体核功率 生产的球状发散的外壳继续从核裂变点火器朝燃料供送的外表面径向地 前进。当其到达该表面时，其自然地分成两个球带状表面，每一个表面在 沿着圆柱体的轴的两个向反方向的每个方向上传播。在该时间点，形成了 芯的全热功率生产潜力。该时期被表征为发射两个轴向传播的核裂变爆燃 波的烧前的时期。在一些实施方式中，芯的燃料供送的中心被点火，因此 产生两个反向传播的波。这种设置加倍了在任何给定的时间在其中发生功 率生产的芯的质量和体积，并且因此减少了芯的峰值比功率生产的两倍， 因而从数量上最小化了传热的难题。然而，在其它的实施方式中，如用于 特定应用的所需的，芯的燃料供送在一个末端处被点火。在其它实施方式 中，芯的燃料供送在多个地点被点火。在另一个实施方式中，如用于特定 应用的所需的，芯的燃料供送在芯内的任何3D位置处被点火。在一些实 施方式中，将发动并且离开核裂变点火地点传播两个传播的核裂变爆燃 波，然而，取决于几何结构、核裂变燃料的组成、中子改性的控制结构的 作用或其它考虑，可以发动和传播不同数目(如，一个、三个或更多个) 核裂变爆燃波。然而，为了理解的目的，此处的讨论涉及，而不限于，两 个核裂变爆燃波的烧前的传播。
如图1E-1H中说明的，自此刻起直到两个波到达两个相对的末端时 碎开，在每个波的框架中，核功率生产的物理特征实际上是时间平稳的。 穿过燃料前进的波速与局部中子通量成正比，局部中子通量又线性地依赖 于通过温度调节模块(未示出)的核裂变爆燃波的中子预算的整体作用而 对核裂变反应堆芯组件100要求的热功率。
当反应堆通过流入芯的更低温的冷却剂来要求更多功率时，芯的两个 末端(在一些实施方式中，其最接近冷却剂入口)的温度降低至稍微低于 温度调节模块的设计设定值，因而从芯的温度调节模块的相应的亚域 (sub-population)中收回中子吸收剂，并且因而允许局部中子通量增加， 以便将局部热功率生产带到驱使局部材料温度升高到局部温度调节模块 的设定值的水平。
然而，在两个烧前的实施方式中，直到冷却剂的两个分开的流移动进 入两个核烧前(nuclear burn-front)中，该过程不能有效地显著加热冷却 剂。芯的燃料供送的这些两个部分(不被温度调节模块的中子吸收剂抑制 时，其能够产生显著水平的核功率)然后作用来将冷却剂加热至由其模块 的设计设定点所指定的温度，条件是核裂变燃料的温度不得过度(并且无 论冷却剂在何温度到达芯)。然后，两个冷却剂流朝两个烧前中心后移动 穿过已经燃烧过的燃料的两个部分，带走残留的核裂变热功率和来自它们 的余热热功率，两者在燃料供送中心离开燃料供送。如图1E-1H中说明 的，通过“调整”主要来自每个烧前的后缘的多余的中子，该设置支持两 个烧前朝燃料供送的两个末端传播。
因此，可以认为芯的原子核物理学实质上是自调节的。例如，对于圆 柱形芯的实施方式，当圆柱形芯的燃料密度-半径的积≥200gm/cm2时 (即，对于合理快的中子能谱，在典型组成的芯中，对于中子引发的裂变 的1-2个平均自由程)，可以认为芯的原子核物理学实质上是自调节的。 在这种芯的设计中的中子反射器的主要功能是大幅度地减少由反应堆外 部部分，例如其辐射屏蔽层、结构支撑物、温度调节模块和最外的壳所见 的快中子积分通量。虽然其数值主要是反应堆经济效率的增强，但是其对 于芯的性能的附带影响是提高在燃料的最外部分中的增殖效率和比功率。 在低总能量效率时，不使用燃料供送的在外的部分，但是其具有与在燃料 供送中心处的那些部分相当的同位素烧尽水平。
最后，通过将中子毒物，经过延伸到应用换热器16(图1A)的主回 路或经过将核裂变反应堆10(图1A)连接到吸热换热器26(图1A)的 去除余热的回路，注射到冷却剂流中，可以在任何时间执行使芯的中子反 应性失效的不可逆的操作(irreversible negation)。例如，用材料，例如 BF3轻微地装入冷却剂流，如果需要，可能伴随有挥发性还原剂例如H2， 通过由在反应堆芯中所产生的高温，指数地加速原本缓慢的化学反应 2BF3+3H2-＞2B+6HF，可以将金属硼大体上均匀地沉积在穿过反应堆芯的 冷却剂管的内壁上。反过来，硼是高度耐火的类金属，并且不从其沉积部 位移动。在芯中数量＜100kg的实质上均匀的硼的存在可以在无限长的间 隔内抵抗芯的中子反应性，而不涉及使用在反应堆附近的动力装置。
反应堆芯组件的示例性的实施方式和方面
现在将讨论核裂变反应堆芯组件100的示例性的实施方式和方面以 及设置在其中的示例性的核裂变燃料供送。
现在参考图1I，核裂变反应堆芯组件100适合与快中子能谱核裂变 反应堆一起使用。应理解，在图1I中示意性地示出核裂变反应堆芯组件 100。同样地，并不意味着对核裂变反应堆芯组件100的形状的几何结构 限制。如上面提到的，讨论了关于可以在任意长的轴向距离内稳定地传播 核裂变爆燃波的天然铀或钍金属的圆柱体的细节。然而，再次强调，核裂 变爆燃波的传播并不解释为限于圆柱体或金属核裂变燃料，或限于纯铀或 钍核裂变燃料材料。为此目的，后面将讨论核裂变反应堆芯组件100和设 置在其中的燃料供送的可选的几何结构的其他实施方式。
中子反射器/辐射屏蔽层120包围核裂变燃料130。核裂变燃料130 是可裂变的材料，即适合用于在核裂变反应堆中经历裂变的材料，其例子 是锕系或超铀元素。如上面讨论的，用于核裂变燃料130的可裂变的材料 可包括，但不限于，Th232或U238。然而，在下面讨论的其他实施方式中， 可在核裂变燃料130中使用其他可裂变的材料。在一些实施方式中，核裂 变燃料130是连续的。在其他实施方式中，核裂变燃料130是非连续的。
核裂变点火器110在核裂变燃料130内作用，其用于发动核裂变爆燃 波的烧前(未示出)。根据上面讨论的原理和细节制成并运行核裂变点火 器110。因此，出于简洁起见，不需要重复核裂变点火器110的制造和运 行的细节。
现在参考图1J，(以如上面讨论的方式)由核裂变点火器110将核裂 变燃料130(图1I)点火之后，传播的烧前140(即，如上面讨论的，传 播的核裂变爆燃波的烧前)被发动并且穿过核裂变燃料130(图1I)在由 箭头144所示的方向传播。如上面讨论的，在传播的烧前140周围建立了 最大反应性的区域150。传播的烧前140在由箭头144所示的方向传播穿 过未燃烧的核裂变燃料154，在传播的烧前140燃烧之后留下核裂变燃料 160，其包括裂变产物164，例如碘、铯、锶、氙，和/或钡的同位素(在 上面的讨论中称为“裂变产物灰烬”)。在燃烧过的核裂变燃料和未燃烧的 核裂变燃料的上下文中，术语“燃烧的”(当应用于核裂变燃料时)意味 着核裂变燃料的至少一些部分经受以中子为媒介的核裂变。在传播的核裂 变爆燃波的烧前的上下文中，术语“燃烧的”和“燃烧过的”也意味着核 裂变燃料的至少一些部分经受“增殖”，借此，中子吸收之后接着是通过 多个二次的半衰期β-衰变而嬗变为一个或多个可分裂的同位素，然后其 可以或可以不经受以中子为媒介的核裂变。
因此，可以认为未燃烧的核裂变燃料154是具有第一组中子环境参数 的第一中子环境。类似地，可以认为燃烧过的核裂变燃料160是具有与第 一组中子环境参数不同的第二组中子环境参数的第二中子环境。术语“中 子环境”是指详细的中子分布，包括其相对时间、空间、方向和能量的变 化。中子环境包括多个单独中子的集合，其每一个可在不同的时间占据不 同的位置，并且其每一个可以具有不同的运动方向和不同的能量。在一些 情形中，核环境可以由这些详细特征的减少的子集来表征。在一个实施例 中，减少的子集可包括在给定的时间、空间、方向和给定的空间、时间、 方向以及能量值的能量范围内的所有中子的集合。在另一个实施例中，时 间、空间、方向或能量集合的一些或全部可以结合数值相关的 (value-dependent)加权函数。在另一个实施例中，减少的子集可包括在方 向和能量值的全部范围内的加权的集合。在另一个实施例中，对能量的集 合可能涉及通过特定的能量函数的与能量有关的加权。这种加权函数的例 子包括与材料和能量有关的截面，例如那些用于中子吸收或裂变的那些截 面。
在一些实施方式中，只有传播的烧前140被产生并穿过未燃烧的核裂 变燃料154传播。在这种实施方式中，核裂变点火器110可以根据需要定 位。例如，核裂变点火器110可以朝着核裂变燃料130(图1I)的中心定 位。在其他实施方式中(未示出)，核裂变点火器110可以朝着核裂变燃 料130的末端定位。
在其他的实施方式中，除了传播的烧前140，传播的烧前141被产生 并且沿着由箭头145指示的方向传播穿过其他燃料154。在专性的烧前141 周围建立了最大反应性的区域151。传播的烧前141在其后留下燃烧过的 核裂变燃料160和裂变产物164。传播的烧前141的产生和传播的原理和 细节与之前讨论的关于传播的烧前140的一样。因此，为了简要的目的， 不需要提供传播的烧前141的产生和传播的细节。
现在参考图2A，核裂变反应堆200，例如快中子能谱核裂变反应堆， 包括设置在其中的核裂变燃料组件210。下面的讨论包括可以在核裂变反 应堆200中使用的示例性的核裂变燃料组件210的细节。关于核裂变反应 堆200的其它细节，包括核裂变爆燃波的烧前(即，“燃烧”核裂变燃料) 的产生和传播与核裂变反应堆10(图1A)的那些相似，并且为了简要的 目的，不需要重复。
现在参考图2B并且通过非限制性举例的方式给出，在一个实施方式 中，核裂变燃料组件210合适地包括事先燃烧过的核裂变燃料组件220。 事先燃烧过的核裂变燃料组件220包覆有覆层224。覆层224是在其中包 覆事先燃烧过的核裂变燃料组件220的“原来的”覆层。术语“事先燃烧 过的”意味着核裂变燃料组件的至少一些部分经受以中子为媒介的核裂 变，并且改变了核裂变燃料的同位素组成。即，核裂变燃料组件被置入中 子能谱或通量中(或快或慢)，至少一些部分经受以中子为媒介的核裂变 并且，因此改变了核裂变燃料的同位素组成。因此，可以在任何反应堆中， 例如而不限于轻水反应堆，事先燃烧燃烧过的核裂变燃料组件220。其意 图为，事先燃烧过的核裂变燃料组件220可包括但不限于适合用于在核裂 变反应堆中经受裂变的任何类型的可核裂变材料，例如锕系或超铀元素， 如天然钍、天然铀、浓缩铀，或相似物。在一些实施方式中，事先燃烧过 的核裂变燃料组件220可以不包覆有“原来的”覆层224，但是在这些实 施方式中，在其在核裂变反应堆200中的事先燃烧之后，事先燃烧过的核 裂变燃料组件220是未化学处理过的。
现在参考图2C，事先燃烧过的核裂变燃料组件220和其“原来的” 覆层224包覆有覆层230。因此，事先燃烧过的核裂变燃料组件220保持 在其原来的覆层224中，覆层230设置在覆层224的外部周围。覆层230 可以适应膨胀。例如，当事先燃烧过的核裂变燃料组件220在轻水反应堆 中燃烧时，覆层224足以容忍事先燃烧过的核裂变燃料组件220的大约 3％的烧尽的膨胀。在一个非限制性实施例中，覆层230在围绕覆层224 的方位角地、对称的、圆柱形面处接触覆层224。这种设置能够通过接触 面去除热量，同时允许覆层224的至少一半膨胀进入覆层224和覆层230 之间的空隙空间。
在一些实施方式中，如上面描述的，覆层230由配置为帮助适应进入 到空隙空间的膨胀的覆层部分(cladding section)组成(未示出)。在其 他实施方式中，覆层230可设置为设置在覆层224的外部和反应堆冷却剂 (未示出)之间的障碍物，如管。
在一些其他的实施方式中，如同核裂变燃料组件210，事先燃烧过的 核裂变燃料组件220在核裂变反应堆200中燃烧。即，事先燃烧过的核裂 变燃料组件220可以不包覆覆层230。该实施方式设想燃烧事先燃烧过的 核裂变燃料组件220，例如在轻水反应堆中、或在快中子能谱核裂变反应 堆中、或在任何其它形式的核裂变反应堆中燃烧的事先燃烧过的核裂变燃 料组件，并且或者(a)容许或打算接受由于膨胀引起的覆层224的可能 的严重事故，或(b)在快中子能谱核裂变反应堆200中将事先燃烧过的 核裂变燃料组件220燃烧至显著低于同位素贫化的水平(在该情形中，膨 胀可以具有可接受的量级)。
现在参考图3A、3B、3C和3D，分别讨论了核裂变燃料结构310、 320、330和340的可选的核裂变燃料几何结构。核裂变燃料结构310、320、 330和340的每一个包括核裂变点火器300，并且传播的核裂变爆燃波302 在由箭头304指示的方向传播。
在球形核裂变燃料结构310(图3A)中，核裂变点火器300朝着球 形核裂变燃料结构310的中心设置。如由箭头304指示的，传播的烧前 302从核裂变点火器300径向地向外传播。
在平行六面体的核裂变燃料结构320中，根据需要设置核裂变点火器 300。如上面所讨论的，可产生两个传播的烧前302并且其可朝着平行六 面体核裂变燃料结构320的末端沿着由箭头304指示的方向传播。可选地， 可朝着平行六面体核裂变燃料结构320的一个末端设置核裂变点火器 300，在该情形中，产生一个传播的烧前302并且其朝着平行六面体核裂 变燃料结构320的另一个末端沿着由箭头304指示的方向传播。
在环形的核裂变燃料结构330中(图3C)，根据需要设置核裂变点火 器300。可产生两个传播的烧前302，并且其可离开核裂变点火器300并 朝着彼此沿着由箭头304指示的方向传播。在这种情况中，当传播的烧前 302相遇，可以认为环形的核裂变燃料结构330是“燃烧过的”，并且传 播的烧前302可以停止传播。可选地，产生一个传播的烧前302，并且其 绕着环形核裂变燃料结构330沿着由箭头304指示的方向传播。在这种情 况中，当传播的烧前302回到核裂变点火器300的位置，可以认为环形的 核裂变燃料结构330是“燃烧过的”，并且传播的烧前302可以停止传播 或再次开始传播。
在另一个实施方式中，由于在烧前绕着环形传播期间去除了裂变产物 或裂变产物的衰变，传播的烧前302“再次开始”。如后面讨论的，在另 一个实施方式中，由于控制中子改性结构，传播的烧前302“再次开始”。 在另一个实施方式中，环形的核裂变燃料结构330不是“几何上的”环形， 而是“逻辑上的”环形，其带有更加普遍的可再进入(reentrant)的结构。
如上面提到的，在具有根据需要的任何形状的核裂变燃料中，可以产 生并传播核裂变爆燃传播波的烧前。例如，在不规则形状的核裂变燃料结 构340中，可以根据需要定位核裂变点火器300。根据用于特定应用的需 要，产生传播的烧前302，并且其沿着由箭头304所指示的方向传播。
在一个方式中，可以调节热管理(thermal management)来提供适合 用于运行参数中任何改变的热控制，例如事先燃烧过的或改性的核裂变燃 料或其他参数变化的修改的中子作用，其可能由去除灰烬、燃料添加或由 再次燃烧的其他参数所导致。
在这些示例性的几何结构中，核裂变点火器300可以是前面讨论的任 何种类的核裂变点火器。所指示的核裂变点火器300是核裂变点火发生的 部位，但是对于一些实施方式(如电中子源)，可以存在核裂变点火器的 额外的部件，并且可以存在于不同的物理位置。
现在参考图4，核裂变燃料结构400包括核裂变点火器410和核裂变 燃料材料的非连续段420。核裂变燃料材料的非连续段420的核裂变爆燃 波的行为与前面讨论的关于连续的核裂变燃料材料的行为相似；重要的仅 仅是，非连续段420将处于“中子的”接触，而不是体接触。
现在参考图5，模块化的核裂变燃料芯500包括中子反射器/辐射屏 蔽层510和模块化的核裂变燃料组件520。根据需要在燃料组件接受器530 中放置模块化的核裂变燃料组件520。
可以以任何数目的方式运行模块化的核裂变燃料芯500。例如，在最 初运行之前(例如，在模块化的核裂变燃料组件520内或穿过其的核裂变 爆燃传播波的烧前的最初产生和传播之前)，在模块化的核裂变燃料芯 500中的所有燃料组件接受器530可以完全填有模块化的核裂变燃料组件 520。
作为另一个实施例，根据需要，核裂变爆燃波的烧前完全穿过模块化 的核裂变燃料组件520传播后，这种“燃烧过的”模块化的核裂变燃料组 件520可以从其相应的燃料组件接受器530中去除，并且用未用过的模块 化的核裂变燃料组件540代替；这种设置由箭头544指示。根据需要，可 以在未用过的模块化的核裂变燃料组件540中发动核裂变爆燃波的烧前， 因而能够继续或延长模块化的核裂变燃料芯500的运行。
作为另一个实施例，在最初运行之前，模块化的核裂变燃料芯500 不需要完全填有模块化的核裂变燃料组件520。例如，不到所有的燃料组 件接受器530可以填有模块化的核裂变燃料组件520。在这种情况下，放 置在模块化的核裂变燃料芯500中的模块化的核裂变燃料组件520的数目 可根据施加在模块化的核裂变燃料芯500上的功率需量来确定，例如以瓦 特为单位的电负荷(electrical loading)。如前面描述的，核裂变爆燃波的 烧前被产生并且其穿过模块化的核裂变燃料组件520传播。
在一个方式中，可以调节热管理来提供适合将插入的燃料组件接受器 530保持在合适的温度下的热控制。
作为另一个实施例，在最初运行之前，模块化的核裂变燃料芯500 还是不需要完全填有模块化的核裂变燃料组件520。所设置的模块化的核 裂变燃料组件520的数目可根据可获得的或由于其他原因的若干模块化 的核裂变燃料组件520来确定。核裂变爆燃波的烧前被产生并且其穿过模 块化的核裂变燃料组件520传播。当核裂变爆燃波的烧前到达未填充的燃 料组件接受器530时，可以用模块化的核裂变燃料组件520填充未填充的 燃料组件接受器530，例如以“刚好及时”为基础；这种设置由箭头544 指示。因此，可以实现继续或延长模块化的核裂变燃料芯500的运行，而 不最初向整个模块化的核裂变燃料芯500提供有模块化的核裂变燃料组 件520。
应理解，模块性的概念可被扩展。例如，在其他实施方式中，可以以 与将模块化的核裂变燃料芯500填充任何数目的模块化的核裂变燃料组 件520相同的方式，将模块化的核裂变反应堆填充任何数目的核裂变反应 堆芯。就此目的，可以将模块化的核裂变反应堆类推为模块化的核裂变燃 料芯500，并且可以将核裂变反应堆芯类推为模块化的核裂变燃料组件 520。因此，通过类比模块化的核裂变反应堆，来应用上面讨论的用于模 块化的核裂变燃料芯500的操作的几种预期的模式。
图6A-6C中示出了模块化设计的应用。参考图6A，核裂变设施600 包括快中子能谱核裂变芯组件610，其通过芯-子系统连接装置630(例如 但不限于反应堆冷却剂系统，例如主回路和，如果需要，包括蒸汽发生器 的次回路)可操作地连接到可操作的子系统620(例如但不限于发电设 施)。
现在参考图6B，可在核裂变设施600中放置另一个快中子能谱核裂 变芯组件610。通过另一个芯-子系统连接装置630，将另外的快中子能谱 核裂变芯组件610可操作地连接到另一个可操作的子系统620。通过子系 统-子系统连接装置640，可操作的子系统620连接到彼此。子系统-子系 统连接装置640可在可操作的子系统620之间提供原动机或其他能量传送 介质。为此目的，根据需要，可以将由核芯组件610的任意一个产生的能 量传送到任何可操作的子系统620。
现在参考图6C，将第三快中子能谱核裂变芯组件610，和相关的可 操作的子系统620，以及芯-子系统连接装置630放置在核裂变装置600 中。再次地，如上所述，根据需要，可以将由快中子能谱核裂变芯组件 610的任意一个产生的能量传送到任何可操作的子系统620。在其他实施 方式中，这种连接过程可以比上面讨论的更普遍，以致于核裂变设施600 可以由数目为N个的快中子能谱核裂变芯组件610和相同或不同数量的 M个可操作的子系统620组成。
应理解，单独的核快中子能谱核裂变芯组件610不需要彼此相同，可 操作的子系统620也不需要彼此相同。类似地，芯-子系统连接装置630 不需要彼此相同，子系统-子系统连接装置640也不需要彼此相同。除了 上面讨论的可操作的子系统620的实施方式，可操作的子系统620的其他 实施方式包括，但不限于，反应堆冷却剂系统、电核裂变点火器、余热吸 热器(afterlife heat-dumps)、反应堆现场设施(例如基座和防护装置)及 其相似物。
现在参考图7，可以根据另一个实施方式从核裂变反应堆芯中提取热 能。在核裂变反应堆700中，以上面描述的方式，可以在燃烧的波前产生 热的区域720中产生并传播核裂变爆燃波的烧前。如箭头750指示的，吸 热材料710，例如凝聚相密度的流体(如水、液态金属、三联苯、聚苯、 碳氟化合物、FLIBE(2LiF-BeF2)及其相似物)流动穿过区域720，并且 将热量从燃烧的烧前分裂传送到吸热材料710。在一些快中子能谱核反应 堆中，将吸热材料710选择为核惰性材料(如He4)，以便最小地干扰中 子能谱。在一些核裂变反应堆700的实施方式中，中子含量是足够耐用的， 以致于可以可接受地使用非核惰性的吸热材料710。吸热材料710流向实 质上与燃烧的波前产生热的区域720没有热接触的热提取区域730。在热 提取区域730处从吸热材料710提取能量740。当在热提取区域730中提 取热能740时，吸热材料710可以处于液态、多相态，或实质上的气态。
现在参考图8，在一些实施方式中，可以将核裂变爆燃波的烧前驱入 所需的核裂变燃料的区域内，因而能够产生可变的核裂变燃料烧尽。在传 播的烧前的核裂变反应堆800中，如上所述方式产生并传播核裂变爆燃波 的烧前810。主动式可控制中子改性结构830可以在由区域820指示的方 向上指引或移动烧前810。在一个实施方式中，主动式可控制中子改性结 构830将中子吸收剂，例如但不限于Li6、B10或Gd，插入到烧前810 之后的核裂变燃料中，因而相对于烧前810前面的燃料的中子反应性，压 低或降低目前被烧前810燃烧的燃料的中子反应性，因而加速核裂变爆燃 波的传播速度。在另一个实施方式中，主动式可控制中子改性结构830 将中子吸收剂插入到烧前810之前的核裂变燃料中，因而减慢了核裂变爆 燃波的传播。在其他实施方式中，主动式可控制中子改性结构830将中子 吸收剂插入到烧前810中或侧面的核裂变燃料中，因而改变了烧前810 的有效尺寸。
在另一个实施方式中，主动式可控制中子改性结构830插入中子减速 剂，例如但不限于碳氢化合物或Li7，因而改变中子能谱，并且因而相对 于烧前810之前或之后核裂变燃料的中子反应性，改变目前被烧前810 燃烧的核裂变燃料的中子反应性。在一些情形中，中子减速剂的影响与中 子能谱中的详细变化(如命中或错过截面共振(hitting or missing cross-section resonances))有关，然而在其他情形中影响与降低中子环境 的平均中子能(如从“快”中子能向下移动到超热或热中子能)有关。在 其他情形中，中子减速剂的影响是使中子朝着或离开所选位置偏转。在一 些实施方式中，前面提到的中子减速剂的影响的一种具有主要重要性，然 而在其他实施方式中，多种影响具有相当的设计重要性。在另一个实施方 式中，主动式可控制中子改性结构830包括中子吸收剂和中子减速剂两 者；在一个非限制性的实施例中，相对于中子减速材料的位置改变中子吸 收材料的位置来影响控制(例如，通过遮住或暴露吸收剂，或通过能谱移 动来增加或降低吸收剂的吸收)，在另一个非限制性的实施例中，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。
可根据需要依据所选的传播参数来引导烧前810。例如，传播参数可 包括烧前810的传播方向和取向、烧前810的传播速度、诸如热产生密度 等功率需量参数、烧前810将穿过其传播的燃烧区域的截面尺寸(例如相 对于烧前810的传播轴线的燃烧区域的轴向或横向尺寸)，或相似物。例 如，可选择传播参数，以便控制烧前810的空间或时间位置，以便避免失 败的或故障的控制元素(如中子改性结构或调温器)，或相似物。
现在参考图9A和9B，可以用可编程的调温器控制核裂变反应堆， 因而使反应堆燃料供送的温度能够响应于运行参数的变化随着时间而变 化。
温度曲线940被确定为穿过核裂变反应堆900的燃料供送的位置的函 数。响应于第一组运行参数，例如预测的功率汲取、结构材料的热力蠕变 等，建立了核裂变反应堆900中的运行温度的运行温度曲线942。在其他 时间，或在其他情形中，可以修改运行参数。为此目的，建立了核裂变反 应堆900中的修改的运行温度的修改的运行温度曲线944。
核裂变反应堆900包括可编程的温度响应的中子改性结构930。可编 程的温度响应的中子改性结构930(在后面详细描述的实施例)将中子吸 收或中子减速材料引入核裂变反应堆900的燃料供送中，或将中子吸收或 中子减速材料从核裂变反应堆900的燃料供送中去除。核裂变爆燃波的烧 前910在核裂变反应堆900中产生并传播。响应于修正的运行温度曲线 944，可编程的温度响应的中子改性结构930将中子吸收或中子减速材料 引入核裂变反应堆900的燃料供送中，以降低核裂变反应堆900中的运行 温度，或将中子吸收或中子减速材料从核裂变反应堆900的燃料供送中去 除，以便升高核裂变反应堆900中的运行温度。
应理解，运行温度曲线仅仅是可用来确定可编程的温度响应的中子改 性结构930的控制设置的控制参数的一个实施例，在这种情形中是响应于 所选的控制参数，而不一定响应于温度。可用来确定可编程的温度响应的 中子改性结构930的控制设置的其他控制参数的非限制性实施例包括功 率水平、中子水平、中子能谱、中子吸收、燃料烧尽水平，以及相似物。 在一个实施例中，为了获得用来在其他核裂变反应堆中使用的核裂变燃料 的高速“增殖”，或为了增强用于在传播的核裂变爆燃波反应堆中核裂变 爆燃波的随后的再次传播的、燃烧过的核裂变燃料的合适性，使用中子改 性结构930来将燃料烧尽水平控制在相当低的水平(如＜50％)。在不同时 间，或在反应堆的不同部分中，可以使用不同的控制参数。应理解，在可 编程的温度响应的中子改性结构930中也可以使用之前在中子改性结构 的上下文中讨论过的各种中子改性的方法，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、可变几何结构的 中子改性器，及其相似物。
根据其他实施方式，并且现在参考图10A和10B，材料可以被核处 理。如图10A所示，将可核处理的材料1020(其具有一组未辐照的特征) 放置在传播的核裂变爆燃波反应堆1000中。核裂变爆燃波的传播的烧前 1030按以上描述方式产生并且沿着由箭头1040指示的方向传播。材料 1020被放置成与最大化反应性的区域1010中子耦合，即当核裂变爆燃波 的传播的烧前1030传播穿过或在材料1020附近时，该材料是受中子辐射 的，因而对材料1020进行辐射并且赋予材料1020一组所需的改性的特征。
在一个实施方式中，可以通过核裂变爆燃波的传播的烧前1030的持 续时间和/或范围来控制对材料1020的中子照射。在另一个实施方式中， 可以通过控制经过中子改性结构的中子环境(如用于Np237处理的中子 能谱)来控制对材料1020的中子照射。在另一个实施方式中，当使用裂 变产生的中子的一部分用于对材料1020的核处理时，传播的核裂变爆燃 波反应堆1000可以以“安全”亚临界方式运行，其依靠中子的外部源来 保持传播的烧前1030。在一些实施方式中，在传播的核裂变爆燃波反应 堆1000内的核裂变点火发生之前，材料1020可以存在，而在其他实施方 式中，可以在核裂变点火之后添加材料1020。在一些实施方式中，将材 料1020从传播的核裂变爆燃波反应堆1000中去除，而在其他实施方式中， 其保持在原位。
可选地，并如图10B所示，核裂变爆燃波的传播的烧前1030产生， 并且沿着由箭头1040指示的方向在传播的核裂变爆燃波反应堆1000中传 播。将具有一组未辐照的特征的材料1050装入传播的核裂变爆燃波反应 堆1000中。通常如在1052处所指示的，当核裂变爆燃波的传播的烧前 1030经过材料1050时，材料1050被输送到物理接近区(physical proximity)中并与最大化反应性区域中子耦合。材料1050保持中子耦合 足够的时间间隔，以将材料1050转变为具有一组所需的改性特征的材料 1056。紧接着材料1050如此被转变为材料1056后，通常如在1054处所 指示的，可以将材料1054完全地输送出反应堆1000之外。去除1054可 以发生在核裂变爆燃波反应堆1000的运行期间，或者在其“停机”之后， 并且可以在连续的、相继的或分批的过程中执行。在一个实施例中，核处 理的材料1056可以随后用作另一个核裂变反应堆中的核裂变燃料，例如 但不限于LWR或传播的核裂变爆燃波反应堆。在另一个非限制性的实施 例中，核处理的材料1056可以随后用在传播的核裂变爆燃波反应堆的核 裂变点火器中。在一个方式中，可以调节热管理来提供适合用于操作参数 的任何变化的热控制，如适合修改的材料或结构。
根据其他实施方式，可以使用温度驱动的中子吸收来控制核裂变反应 堆，因而其“设计有”固有地稳定的负的反应性温度系数(ατ)。现在参 考图11A，核裂变反应堆1100装备有温度探测器1110，例如但不限于热 电偶。在这种实施方式中，合适地，核裂变反应堆1100可以是任意类型 的裂变反应堆。为此目的，根据用于特定目的的需要，核裂变反应堆1100 可以是热中子能谱核裂变反应堆或快中子能谱核裂变反应堆。
温度探测器探测核裂变反应堆1100中的局部温度，并产生指示所探 测的局部温度的信号1114。信号1114以任意可接受的方式，例如但不限 于，流体耦合、电耦合、光耦合、无线电频率传输、声耦合、磁耦合，或 相似方式传输到控制系统1120。
响应于指示所探测的局部温度的信号1114，控制系统1120确定对核 裂变反应堆1100中局部中子反应性的适当的校正(正或负)，以将核裂变 反应堆1100返回到需要的运行参数(如用于全反应堆功率的需要的局部 温度)。为此目的，控制系统1120产生指示对于局部中子反应性的所需校 正的控制信号1124。
控制信号1124被传输到中子吸收材料的分配器1130。合适地，以与 传输信号1114相同的方式传输信号1124。合适地，根据用于特定应用的 需要，中子吸收材料是任何中子吸收材料，例如但不限于，Li6、B10或 Gd。合适地，分配器1130是对于所需应用可接受的任何储存器和分配机 构，以及可以，例如，具有远离(如，核裂变反应堆1100的中子反射器 外面)分配机构1130的储存器。响应于控制信号1124，分配器1130在 核裂变反应堆芯内分配中子吸收材料，因而改变局部中子反应性。
现在参考图11B并且通过非限制性举例的方式给出，可以用中子吸 收流体建立示例性的热控制。包含热耦合流体的结构1140包括与核裂变 反应堆1100的局部区域热相通的流体。结构1140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/或收缩操作地传达到位于核裂变反 应堆1100外面的力耦合结构1150，例如但不限于，活塞。由力耦合结构 1150传达的所生成的力作用在包含中子吸收流体的结构1160中的中子吸 收流体。相应地，从结构1160中分配中子吸收流体，因而改变局部中子 反应性。在另一个实施例中，可以使用中子减速流体代替中子吸收流体， 或除了中子吸收流体之外，还使用中子减速流体。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，因而压低或降低核裂变反应堆 1100中的核裂变燃料的中子反应性。在另一个实施例中，中子吸收流体 和/或中子减速流体可以具有多相组成(如在液体中的固体颗粒)。
图11C示出了图11B中所示的布置的示意性的实施细节。现在参考 图11C，通过分布的一组独立工作的温度调节模块的联合作用，连续地调 节核裂变反应堆1100’中的燃料功率密度，遍及中子通量的非常大的变 化、中子能谱的显著变化、燃料组成的大的变化以及反应堆的功率需量的 量级变化。该作用提供大的负的反应性温度系数，刚好在核裂变反应堆 1100’的设计温度之上。
遍及核裂变反应堆1100’中的燃料供送中的是3-D点阵(lattice)(其 可形成均匀的或不均匀的阵列)，这些模块的每一个包括一对室1140’和 1160’，每个室由毛细管供给，其中3-D点阵的局部间隔大约为用于裂变 的中等能量的中子(或为了备份的目的被减少)的平均自由程。位于核裂 变燃料中的小的调温器温包(thermostat-bulb)室1160’包括对于感兴趣的 中子能来说中子吸收截面可能低的热敏材料，例如但不限于，Li7，而位 于不同位置(如在冷却剂管壁上)的相对大的室1140’可包括具有相比 较地大的中子吸收截面的量可变的中子吸收材料，例如但不限于，Li6。 锂在453K熔化且在1巴、1615K时沸腾，因此其在整个核裂变反应堆 1100’的典型运行温度范围内是液体。当燃料温度升高时，包含在调温器 温包1160’中的热敏材料膨胀，并且可能地在千巴的压力下，其一小部 分被排出(对于Li7的100K的温度变化，约10-3)进入毛细管，毛细管 终止在位于远处(如在辐射屏蔽层外)的圆柱体-和-活塞组件1150’底部， 并且物理上低于中子吸收材料的芯内室1140’(在该事件中将使用重力)。 那里不大的体积的高压热敏材料驱动组件1150’中的增倍排量活塞 (swept-volume-multiplying piston)，其将可能大三个量级的体积的中子吸 收材料推动穿过贯穿芯的毛细管，进入邻近驱动流量的调温器温包的芯内 室。那里中子吸收材料作用来吸收地降低局部中子通量，因而减少局部燃 料功率密度，中子吸收材料的空间配置是不重要的，只要其最小尺寸小于 中子平均自由程。当局部燃料温度下降时，中子吸收材料回到圆柱体-和- 活塞组件1150’(如，在重力压力头的作用下)，因而使热敏材料回到调 温器温包1160’，其现在的更低的热机械压力允许其被接收。
应理解，温度调节模块的运行并不依赖于在上面的示例性的实施中讨 论的具体的流体(Li6和Li7)。在一个示例性的实施方式中，热敏材料可 以在化学上，不仅仅是同位素地，不同于中子吸收材料。在另一个示例性 的实施方式中，热敏材料可以在同位素上与中子吸收材料相同，由于中子 地暴露的材料的体积的不同，而不是材料组成的不同，而具有不同的中子 吸收特征。
现在参考图12，在另一个实施方式中，传播的核裂变爆燃波反应堆 1200在显著低于其他实施方式的核裂变反应堆的芯温度的芯温度下运 行。虽然其他实施方式的核裂变反应堆可以在量级为约1000K的芯温度 下运行，(如，为了增强电功率转换效率)传播的核裂变爆燃波反应堆1200 在低于约550K的芯温度下运行，并且一些实施方式在约400K和约500K 之间的芯温度下运行。反应堆冷却剂1210传送来自传播的核裂变爆燃波 反应堆1200中的核裂变的热量。反过来，热能1220被从反应堆冷却剂 1210中传送到热驱动应用。通过非限制性举例的方式给出，示例性的热 驱动应用包括海水去盐、将生物量加工成乙醇、供暖(space-heating)，以 及相似应用。在另一个实施方式中，传播的核裂变爆燃波反应堆1200可 以在高于约550K的芯温度下运行，并且使用来自反应堆冷却剂1210的 热能1220，用于热驱动应用而不是发电应用，或用于除了发电应用外的 热驱动应用。通过非限制性举例的方式给出，示例性的热驱动应用包括水 的热分解、热碳氢化合物处理，以及相似应用。
现在参考图13，在另一个实施方式中，在核裂变燃料燃烧后，可将 其去除。核裂变爆燃波的传播的烧前1310产生，并且在模块化的核裂变 反应堆芯1300中沿着由箭头1320指示的方向朝着核裂变燃料材料的模块 1340传播，因而建立了如上面讨论的最大化反应性区域1330。如上面讨 论的，传播的烧前1310将最大化反应性区域1330传播经过核裂变燃料材 料的模块1340后，可以认为核裂变燃料材料的模块1340是“燃烧过的”。 因此，可以认为最大化反应性区域1330“后面的”核裂变燃料材料的模 块1340是“燃烧过的”。如通常在1350处指示的，(最大化反应性区域 1330后面的)任何所需数目的核裂变燃料材料的“燃烧过的”模块1340 被去除。如通常在1360处指示的，核裂变燃料材料被从核裂变反应堆芯 1300去除。
现在参考图14A和14B，根据其他实施方式，可将核裂变燃料在原 地再次燃烧，而不需再处理。如图14A所示，传播的核裂变爆燃波反应 堆1400包括区域1410和1420。核裂变爆燃波的传播的烧前1430产生， 并且穿过区域1410朝着区域1420传播。核裂变爆燃波的烧前1430传播 作为核裂变爆燃波的烧前1440穿过区域1420传播。核裂变爆燃波的烧前 1440传播进入区域1420之后，并且在其到达传播的核裂变爆燃波反应堆 1400的末端之前或之后，核裂变爆燃波的烧前1440被改变方向或再次产 生，并且沿着离开传播的核裂变爆燃波反应堆1400的末端、朝着区域1410 的传播路径返回。核裂变爆燃波的烧前1440作为核裂变爆燃波的烧前 1450，离开区域1420、朝着传播的核裂变爆燃波反应堆1400的末端传播 穿过区域1410。由于可分裂的同位素数量的变化和裂变产物“灰烬”数 量的变化，在核裂变爆燃波的烧前1440和1450的再次传播期间，区域 1410和1420中的核裂变燃料不同于在核裂变爆燃波的烧前1430和1440 的先前传播期间的核裂变燃料。由于以上在核裂变燃料中的不同，以及其 他因素，例如但不限于，中子改性结构的控制的可能变化、热抽取水平 (thermal heat extraction levels)，以及相似因素，在传播期间和再次传播 期间的中子环境可能不同。
如图14B所示(并且在参考图3C时简要提到的)，传播的核裂变爆 燃波反应堆1400的实施方式的几何结构形成闭合的回路，如大体环形的 形状。在该示例性的实施方式中，传播的核裂变爆燃波反应堆1400包括 区域1410和1420，以及不同于区域1410和1420的第三区域1460。核裂 变爆燃波的烧前1430产生，并且穿过区域1410朝着区域1420传播。核 裂变爆燃波的烧前1430作为核裂变爆燃波的烧前1440传播穿过区域 1420。核裂变爆燃波的烧前1440作为核裂变爆燃波的烧前1470传播穿过 区域1460。
当核裂变爆燃波的烧前1430、1440和1470分别完全传播穿过区域 1410、1420和1460时，可以认为区域1410、1420和1460中的核裂变燃 料材料是“燃烧过的”。核裂变燃料材料燃烧过之后，核裂变爆燃波的烧 前1430再次发动，并且作为核裂变爆燃波的烧前1450穿过区域1410。 区域1410中的再次发动可以非限制性地通过核裂变点火器的作用而发生 (例如前面讨论的)，或可作为来自区域1410中的核裂变燃料材料的核裂 变产物的衰减和/或去除的结果而发生，或可作为其他中子源或可分裂的 材料的结果而发生，或如前面讨论的可因为中子改性结构的控制而发生。
在另一个实施方式中，可能地，核裂变爆燃波可以在多个方向上传播。 可以建立一个或多个传播路径，并且可以随后分成一个或多个单独的传播 路径。可以通过，但不限于，例如配置核裂变燃料材料、如前面讨论的中 子改性结构的作用的方法，或相似方法，来完成传播路径的分开。传播路 径可以是不同的，或者可以是可再进入的。核裂变燃料材料可以燃烧一次、 从未燃烧过或可燃烧多次。核裂变爆燃波多次再次传播穿过核裂变燃料材 料的区域可以包含相同或不同的传播方向。
虽然前面描述的一些实施方式说明了实质上不变的(constant)化学 和/或同位素材料的核裂变燃料芯，但是在一些方式中，可以使用不均匀 材料的核裂变燃料芯。例如，在一些方式中，核裂变燃料芯可包括具有不 同百分比的铀和钍的区域。在其他方式中，核裂变燃料芯可包括不同的锕 系或超铀同位素的区域，例如但不限于，钍的不同的同位素或铀的不同的 同位素。此外，这种不同组合的混合物也是合适的。例如，钍的混合物和 不同的铀同位素的混合物的比值可以提供不同的燃烧速度、温度、传播特 性、定域化，或其他特性。在其他方式中，核裂变燃料芯可包括“可增殖 的”同位素(例如Th232或U238)以及其他可裂变的锕系或超铀元素的 混合物，例如但不限于，铀、钚、镅，或相似物。此外，这种燃料的化 学性质、同位素、截面、密度，或其他方面的变化，可以径向地、轴向地 或以多种其他空间的方式改变。例如，可以根据关于能量需求、老化，或 其他所预期的变化来限定这种变化。在可以合理地预期区域内的能量需求 的增长的一个方面，限定燃料或材料来使其与区域的预期的增长的需求相 关联将是有用的。
在另一个方面，可以根据在此描述的其他方式来实行这种变化。例如， 可以在发动燃烧之后，使用在此描述的模块化方式或在此描述的多个路径 的方式来限定变化。在其他方式中，部分材料的移动可以产生合适的材料 浓度、定位、比值或其他特征。
虽然上面的实施方式说明了在固定的或可变的燃料芯中的传播的核 裂变爆燃波前，在一个方面中，当燃料芯或部分燃料芯相对烧前移动时， 传播的核裂变爆燃波前可以大体上在空间上保持固定。在一个这种方式 中，核裂变燃料芯的移动，以保持大体上局部定位传播的核裂变爆燃波前， 可以稳定、优化或控制与冷却或传热系统的热耦合。或者，在另一方面， 通过物理地移动核裂变燃料来控制地定位传播的核裂变爆燃波前，可以简 化或减少关于核裂变反应堆的其它方面的限制，例如，冷却系统、中子屏 蔽，或中子密度控制的其它方面。
虽然上面说明和讨论了若干示例性的实施方式和方面，本领域技术人 员将识别其某些修改、变更、附加物，以及子组合。因此，其意图为，后 面所附权利要求书和随后引入的权利要求应解释为包括所有这些修改、变 更、附加物，以及子组合，作为其真正的精神和范围。