ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЕЛЕНИЯ НА БЕГУЩЕЙ ВОЛНЕ, ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА И СПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ В НЕЙ ГЛУБИНОЙ ВЫГОРАНИЯ

1. Ядерный реактор деления на бегущей волне, содержащий:
активную зону и
по меньшей мере одну теплопроводящую сборку, расположенную в указанной активной зоне ядерного реактора деления, причем указанная теплопроводящая сборка ядерного реактора деления выполнена с возможностью создания фронта горения и достижения значения глубины выгорания на уровне заранее заданного значения глубины выгорания или ниже него.
2. Ядерный реактор по п.1, в котором указанная активная зона выполнена с возможностью управления некоторым количеством поглотителей нейтронов в местоположении позади фронта горения для достижения значения глубины выгорания на уровне заранее заданного значения глубины выгорания или ниже него.
3. Ядерный реактор по п.1, в котором указанная теплопроводящая сборка выполнена с возможностью модуляции нейтронного потока и также выполнена с возможностью вмещения некоторого количества поглотителей нейтронов для достижения поглощения нейтронов в нескольких местоположениях относительно фронта горения, при этом большая часть поглощения нейтронов, вызванная поглотителями нейтронов, происходит в большом количестве местоположений позади фронта горения.
4. Ядерный реактор по п.1, в котором указанная теплопроводящая сборка выполнена с возможностью управления некоторым количеством отражателей нейтронов в местоположении позади фронта горения для достижения значения глубины выгорания на уровне заранее заданного значения глубины выгорания или ниже него.
5. Ядерный реактор по п.4, в котором отражатель нейтронов содержит материал, выбранный из бериллия (Be), свинца (Pb), вольфрама (W), ванадия (V), воспроизводящего материала, сплавов стали и их смесей.
6. Ядерный реактор по п.4, в котором указанная теплопроводящая сборка выполнена с возможностью управления некоторым количеством отражателей нейтронов для достижения отражения нейтронов в нескольких местоположениях относительно фронта горения, при этом большая часть отражений нейтронов, вызванная отражателями нейтронов, происходит в большом количестве местоположений позади фронта горения.
7. Ядерный реактор по п.1, дополнительно содержащий излучатель нейтронов, выполненный с возможностью перемещения из первого местоположения позади фронта горения во второе местоположение позади фронта горения для достижения значения глубины выгорания на уровне заранее заданного значения глубины выгорания или ниже него.
8. Ядерный реактор по п.1, дополнительно содержащий излучатель нейтронов, выполненный с возможностью перемещения из первого местоположения позади фронта горения в другое местоположение вблизи фронта горения для достижения значения глубины выгорания на уровне заранее заданного значения глубины выгорания или ниже него.
9. Ядерный реактор по п.1, дополнительно содержащий излучатель нейтронов, выполненный с возможностью перемещения из первого местоположения позади фронта горения в другое местоположение перед фронтом горения для достижения значения глубины выгорания на уровне заранее заданного значения глубины выгорания или ниже него.
10. Ядерный реактор по п.1, в котором указанная теплопроводящая сборка выполнена с возможностью управления радиационным повреждением одного или нескольких конструктивных материалов в ответ на управление значением глубины выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне.
11. Ядерный реактор по п.10, в котором указанная теплопроводящая сборка выполнена с возможностью управления радиационным повреждением путем достижения значения радиационного повреждения.
12. Ядерный реактор по п.11, в котором указанная теплопроводящая сборка выполнена с возможностью управления радиационным повреждением путем достижения значения радиационного повреждения на уровне заранее заданного значения радиационного повреждения или ниже него.
13. Ядерный реактор по п.12, дополнительно содержащий излучатель нейтронов, выполненный с возможностью перемещения из первого местоположения позади фронта горения во второе местоположение позади фронта горения для достижения значения радиационного повреждения на уровне заранее заданного значения радиационного повреждения или ниже него.
14. Ядерный реактор по п.12, дополнительно содержащий излучатель нейтронов, выполненный с возможностью перемещения из первого местоположения позади фронта горения в другое местоположение вблизи фронта горения для достижения значения радиационного повреждения на уровне заранее заданного значения радиационного повреждения или ниже него.
15. Ядерный реактор по п.12, дополнительно содержащий излучатель нейтронов, выполненный с возможностью перемещения из первого местоположения позади фронта горения в другое местоположение спереди фронта горения для достижения значения радиационного повреждения на уровне заранее заданного значения радиационного повреждения или ниже него.
16. Ядерный реактор по п.1, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью управления указанным некоторым количеством поглотителей нейтронов в местоположении позади фронта горения для достижения значения радиационного повреждения на уровне заранее заданного значения радиационного повреждения или ниже него.
17. Ядерный реактор по п.16, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью управления указанным некоторым количеством поглотителей нейтронов для достижения поглощения нейтронов в нескольких местоположениях относительно фронта горения для получения значения радиационного повреждения на уровне заранее заданного значения радиационного повреждения или ниже него, причем большая часть поглощений нейтронов, вызванная поглотителями нейтронов, происходит в нескольких местоположениях позади фронта горения.
18. Ядерный реактор по п.1, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью управления указанным некоторым количеством отражателей нейтронов в местоположении позади фронта горения для достижения значения радиационного повреждения на уровне заранее заданного значения радиационного повреждения или ниже него.
19. Ядерный реактор по п.18, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью управления указанным некоторым количеством отражателей нейтронов для достижения отражения нейтронов в нескольких местоположениях относительно фронта горения для получения значения радиационного повреждения на уровне заранее заданного значения радиационного повреждения или ниже него, причем большая часть отражений нейтронов, вызванная отражателями нейтронов, происходит в нескольких местоположениях позади фронта горения.
20. Ядерный реактор по п.1, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью выборочной модуляции нейтронного потока в местоположении относительно фронта горения для модуляции нейтронного потока, излучаемого ядерным реактором деления на бегущей волне.
21. Ядерный реактор по п.1, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью выборочной модуляции нейтронного потока в местоположении позади фронта горения для модуляции нейтронного потока, излучаемого ядерным реактором деления на бегущей волне.
22. Ядерный реактор по п.1, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью выборочной модуляции нейтронного потока в большом количестве местоположений относительно фронта горения, причем величина модуляции в большом количестве местоположений относительно фронта горения контролируется пространственным профилем.
23. Ядерный реактор по п.22, в котором пространственный профиль симметричен относительно фронта горения.
24. Ядерный реактор по п.22, в котором пространственный профиль асимметричен относительно фронта горения.
25. Ядерный реактор по п.22, в котором пространственный профиль имеет наклон с самой крутой частью, причем самая крутая часть наклона пространственного профиля расположена в местоположении позади фронта горения.
26. Ядерный реактор по п.1, в котором тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью выборочной модуляции нейтронного потока в местоположении относительно фронта горения, так что большая часть модуляции нейтронного потока происходит в большом количестве местоположений позади фронта горения.
27. Ядерный реактор по п.1, в котором тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью выборочного поглощения части нейтронного потока в местоположении относительно фронта горения.
28. Ядерный реактор по п.1, в котором тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью управления указанным некоторым количеством поглотителей нейтронов в местоположении относительно фронта горения.
29. Ядерный реактор по п.28, в котором поглотитель нейтронов содержит материал, выбранный из лития, серебра, индия, кадмия, бора, кобальта, гафния, диспрозия, гадолиния, самария, эрбия, европия и их смесей.
30. Ядерный реактор по п.28, в котором поглотитель нейтронов содержит соединение, выбранное из серебро-индий-кадмиевого сплава, карбида бора, диборида циркония, диборида титана, диборида гафния, титаната гадолиния, титаната диспрозия и их смесей.
31. Ядерный реактор по п.1, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью управления указанным некоторым количеством взаимодействующего с нейтронами материала в местоположении относительно фронта горения для выборочной модуляции нейтронного потока, испускаемого тепловыделяющей сборкой ядерного реактора деления.
32. Ядерный реактор по п.31, в котором тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью управления указанным некоторым количеством излучателей нейтронов в местоположении относительно фронта горения для управления указанным некоторым количеством взаимодействующего с нейтронами материала в местоположении относительно фронта горения.
33. Ядерный реактор по п.32, в котором излучатель нейтронов содержит расщепляющийся изотоп.
34. Ядерный реактор по п.32, в котором излучатель нейтронов содержит воспроизводящий изотоп.
35. Ядерный реактор по п.32, в котором излучатель нейтронов содержит элемент, способный испытывать бета-распад, чтобы стать расщепляющимся изотопом.
36. Ядерный реактор по п.31, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью управления некоторым количеством отражателей нейтронов в местоположении относительно фронта горения для управления указанным некоторым количеством взаимодействующего с нейтронами материала в местоположении относительно фронта горения.
37. Ядерный реактор деления на бегущей волне, содержащий:
активную зону и
по меньшей мере одну тепловыделяющую сборку, расположенную в указанной активной зоне реактора, причем указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью создания фронта горения и для достижения значения глубины выгорания на уровне заранее заданного значения глубины выгорания или ниже него, при этом указанная тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления выполнена с возможностью определения параметра горения, связанного с фронтом горения, и с возможностью выборочной модуляции нейтронного потока, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, связанного с фронтом горения.
38. Ядерный реактор по п.37, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью осуществления мониторинга радиационного повреждения материала по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта горения для определения параметра горения, связанного с фронтом горения.
39. Ядерный реактор по п.37, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью осуществления мониторинга глубины выгорания по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта горения для определения параметра горения, связанного с фронтом горения.
40. Ядерный реактор по п.37, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью осуществления мониторинга скорости фронта горения для определения параметра горения, связанного с фронтом горения.
41. Ядерный реактор по п.37, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью осуществления мониторинга ширины фронта горения для определения параметра горения, связанного с фронтом горения.
42. Ядерный реактор по п.37, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью осуществления мониторинга одной или нескольких характеристик, связанных с нейтронным потоком, по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта горения для определения параметра горения, связанного с фронтом горения.
43. Ядерный реактор по п.37, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью осуществления мониторинга радиоактивного излучения по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта горения для определения параметра горения, связанного с фронтом горения.
44. Ядерный реактор по п.37, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью осуществления мониторинга температуры по меньшей мере в одном местоположении, термически вблизи фронта горения для определения параметра горения, связанного с фронтом горения.
45. Ядерный реактор по п.37, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью выборочной модуляции нейтронного потока, по меньшей мере частично, в ответ на процесс управления с обратной связью для выборочной модуляции нейтронного потока, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения.
46. Ядерный реактор по п.37, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью выборочной модуляции нейтронного потока, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, включенного в компьютерный алгоритм.
47. Ядерный реактор по п.46, в котором компьютерный алгоритм содержит большое количество параметров.
48. Ядерный реактор по п.47, в котором один или несколько из большого количества параметров, включенных в компьютерный алгоритм, может быть изменен в ответ на определение параметра горения для выборочной модуляции нейтронного потока, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения.
49. Ядерный реактор по п.37, в котором тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью управления радиационным повреждением одного или нескольких из большого количества конструкционных материалов, в ответ на выборочную модуляцию нейтронного потока.
50. Ядерный реактор деления на бегущей волне, содержащий:
активную зону, выполненную с возможностью создания в ней фронта горения,
по меньшей мере одну тепловыделяющую сборку, расположенную в указанной активной зоне,
взаимодействующий с нейтронами материал, расположенный в указанной тепловыделяющей сборке, и
систему управления, выполненную с возможностью управления размещением взаимодействующего с нейтронами материала в ответ на параметр, связанный с фронтом горения.
51. Ядерный реактор по п.50, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью излучения нейтронного потока.
52. Ядерный реактор по п.50, в котором указанный взаимодействующий с нейтронами материал содержит поглотитель нейтронов, выполненный с возможностью размещения в тепловыделяющей сборке ядерного реактора деления.
53. Ядерный реактор по п.52, в котором указанный поглотитель нейтронов выполнен с возможностью изменения своего расположения в тепловыделяющей сборке ядерного реактора деления для модуляции нейтронного потока.
54. Ядерный реактор по п.52, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью создания фронта горения в местоположении в тепловыделяющей сборке ядерного реактора деления.
55. Ядерный реактор по п.54, в котором указанный поглотитель нейтронов создает поглощение нейтронов относительно местоположения фронта горения в тепловыделяющей сборке ядерного реактора деления.
56. Ядерный реактор по п.50, в котором указанный взаимодействующий с нейтронами материал содержит тепловыделяющий элемент.
57. Ядерный реактор по п.56, в котором указанный тепловыделяющий элемент содержит воспроизводящий материал.
58. Ядерный реактор по п.56, в котором указанный тепловыделяющий элемент содержит расщепляющийся материал.
59. Ядерный реактор по п.56, в котором указанный тепловыделяющий элемент содержит воспроизводящий материал и расщепляющийся материал.
60. Ядерный реактор по п.50, в котором указанный взаимодействующий с нейтронами материал содержит отражатель нейтронов.
61. Ядерный реактор по п.50, в котором указанный взаимодействующий с нейтронами материал содержит поглотитель нейтронов и отражатель нейтронов.