CN104464842A - 加速器驱动铅铋冷却次临界行波堆 - Google Patents

加速器驱动铅铋冷却次临界行波堆 Download PDF

Info

Publication number
CN104464842A
CN104464842A CN201410810077.5A CN201410810077A CN104464842A CN 104464842 A CN104464842 A CN 104464842A CN 201410810077 A CN201410810077 A CN 201410810077A CN 104464842 A CN104464842 A CN 104464842A
Authority
CN
China
Prior art keywords
reactor
fuel
heap
subcritical
ripple
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN201410810077.5A
Other languages
English (en)
Other versions
CN104464842B (zh
Inventor
柏云清
师雪艳
黄超
吴宜灿
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hefei Institutes of Physical Science of CAS
Original Assignee
Hefei Institutes of Physical Science of CAS
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hefei Institutes of Physical Science of CAS filed Critical Hefei Institutes of Physical Science of CAS
Priority to CN201410810077.5A priority Critical patent/CN104464842B/zh
Publication of CN104464842A publication Critical patent/CN104464842A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN104464842B publication Critical patent/CN104464842B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/28Selection of specific coolants ; Additions to the reactor coolants, e.g. against moderator corrosion
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了一种加速器驱动铅铋冷却次临界行波堆,包括可移动中子源靶、堆芯燃料、堆内构件、主换热器、堆顶盖、堆容器以及主泵。通过可移动中子源靶提供外源中子,启动点燃反应堆,驱动行波式反应堆在次临界状态下运行并实现焚烧波和增殖波的延续;同时,利用化学惰性好的铅铋冷却剂带出堆芯热量,保证反应堆的安全;从而避免了临界行波堆需要高富集度易裂变核燃料实现临界启动的要求,降低了增殖波行进对堆芯材料和高燃耗的要求,有效提高了行波堆的现实可行性、可靠性和安全性。

Description

加速器驱动铅铋冷却次临界行波堆
技术领域
本发明属于先进快中子反应堆领域,特别涉及一种加速器驱动铅铋冷却次临界行波堆。
背景技术
行波式反应堆是一种以天然核素或乏燃料为燃料,并且可转换核素的增殖和易裂变核素的焚烧以行波的方式移动的新型深燃耗裂变反应堆。行波以“增殖波前行,焚烧波后续”的方式在燃料中每年数厘米的速度传播,一次装料可以连续运行数十年。
目前行波堆设计均为钠冷临界行波堆,堆芯燃料分为废料区,临界区(燃烧区、增殖区),以及新燃料区。钠冷临界行波堆存在以下几个技术缺点和不足:
1.行波堆最初启动时,需要用高富集度易裂变核燃料作为启动源,从堆芯燃料一端启动点燃;
2.为维持临界运行,堆芯燃烧部分要求达到常规堆芯大小和质量,从而要求整个堆芯具有很大的尺寸和质量;
3.为维持增殖波与焚烧波的行进,行波堆燃耗要求高于40%,使得燃料和包壳材料要求远超过目前燃耗低于20%的限制标准(杨波、申屠军、汤春桃,行波堆技术可行性研究及展望,第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议论文集),降低了行波堆的现实可行性;
4.采用钠作为冷却剂,存在与空气和水发生剧烈化学反应而引发起火或爆炸的危险,而铅铋冷却剂的化学惰性好,安全性好,使反应堆的运行维护相对容易。
发明内容
本发明技术解决问题:克服现有技术的不足,提供了一种加速器驱动铅铋冷却次临界行波堆,利用可移动外中子源,驱动行波式反应堆在次临界状态下运行,避免临界行波堆需要高富集度易裂变核燃料作启动源的要求、堆芯燃料燃烧部分对质量和尺寸的要求以及高燃耗(>40%)的要求,从根本上杜绝核临界事故的可能性,有效提高了行波堆的现实可行性、可靠性和安全性。
为达到上述目的,本发明是通过以下技术方案实现的:加速器驱动铅铋冷却次临界行波堆,包括可移动中子源靶(1)、堆芯燃料(2)、堆内构件(3)、主换热器(4)、堆顶盖(5)、堆容器(6)以及主泵(7),堆芯燃料(2)分为乏燃料区(2-1)、焚烧波区(2-2)、增殖波区(2-3)和新燃料区(2-4)四个区域。堆顶盖(5)为平盖形式,安装在堆容器(6)的上沿;堆内构件(3)焊接于堆容器(6)底封头以上的位置,为堆芯燃料(2)、主换热器(4)、主泵(7)等提供支撑和定位并分隔冷池和热池,堆内构件(3)上部为热池,下部为冷池;主换热器(4)和主泵(7)安装在堆顶盖(5)上并穿过堆内构件(3);主换热器(4)壳侧上部设有铅铋冷却剂入口,下部设有铅铋冷却剂出口;主泵(7)入口位于冷池内的泵体下部,出口位于泵体底部,通过管道与堆芯燃料(2)底部连接;堆芯燃料(2)放置于堆内构件(3)底部,自上而下分别为乏燃料区(2-1)、焚烧波区(2-2)、增殖波区(2-3)和新燃料区(2-4);靶移动通道从反应堆顶部向下,贯穿堆顶盖(5),通向堆芯燃料(2)的底部;可移动中子源靶(1)位于靶移动通道内,沿着靶移动通道上下移动。
其中,冷却剂由堆芯燃料(2)向上流入热池,从热池进入主换热器(4),经过换热器(4)换热,向下流出主换热器(4),进入冷池,冷池中的冷却剂进入主泵(7),从主泵(7)管道出口流入堆芯燃料(2),再次由堆芯燃料(2)向上流入热池,带出堆芯热量,完成循环过程。
所述反应堆系统启动时不需要高富集度易裂变核燃料作为启动源,而是通过可移动中子源靶(1)提供外源中子,点燃堆芯燃料(2),启动次临界行波堆;中子源靶可以为散裂中子靶或氘氚聚变中子源靶。
所述反应堆系统,通过可移动中子源靶(1)提供外源中子使反应堆运行在次临界条件下;利用可移动中子源靶(1)的向下移动来驱动堆芯燃料(2)的增殖波和焚烧波的行进。
所述反应堆系统,使用液态铅铋作为冷却剂,带出堆芯热量。
与钠冷临界行波堆相比,本发明的优点是:
1.启动点燃时,不需要高富集易裂变核燃料作为启动源,而是通过可移动中子源靶提供的中子点燃堆芯燃料,在靠近中子源靶的焚烧波区实现核裂变反应产生热量,在增殖波区通过俘获中子实现核燃料的增殖;当焚烧波区的燃料消耗完后通过将可以动中子源向增殖波区移动,在原增殖波区实现焚烧,同时将增殖波向新燃料区推进,从而实现增殖波前行,焚烧波后续的过程;
2.次临界运行,避免了临界行波堆对堆芯燃料燃烧部分要求达到临界质量和体积的问题,当加速器关闭后反应堆内的裂变反应自然停止,从根本上杜绝了核临界事故的可能性,提高了反应堆的安全性;
3.运行时,通过靶的移动来维持增殖波与焚烧波的行进,避免了临界行波堆燃耗必须高于40%的问题,降低了对燃料和包壳材料的要求,使反应堆具有现实可行性;
4.利用液态铅铋作为冷却剂带出堆芯热量,铅铋冷却剂中子经济性高于钠冷却剂,其化学惰性好,安全性好,具有良好的自然循环能力,使反应堆的运行维护相对容易。
附图说明
图1为本发明加速器驱动铅铋冷却次临界行波堆的结构示意图;
其中:1为可移动中子源靶、2为堆芯燃料、3为堆内构件、4为主换热器、5为堆顶盖、6为堆容器、7为主泵,2-1为乏燃料区、2-2为焚烧波区、2-3为增殖波区、2-4为新燃料区。
具体实施方式
下面结合附图与具体实施方式对本发明作进一步详细描述。
参见图1,本发明公开的加速器驱动铅铋冷却次临界行波堆,包括可移动中子源靶1、堆芯燃料2、堆内构件3、主换热器4、堆顶盖5、堆容器6以及主泵7,堆芯燃料2分为乏燃料区2-1、焚烧波区2-2、增殖波区2-3和新燃料区2-4四个区域。堆顶盖5为平盖形式,安装在堆容器6的上沿;堆内构件3焊接于堆容器6底封头以上的位置,为堆芯燃料2、主换热器4、主泵7等提供支撑和定位并分隔冷池和热池,堆内构件3上部为热池,下部为冷池;主换热器4和主泵7安装在堆顶盖5上并穿过堆内构件3;主换热器4壳侧上部设有铅铋冷却剂入口,下部设有铅铋冷却剂出口;主泵7入口位于冷池内的泵体下部,出口位于泵体底部,通过管道与堆芯燃料2底部连接;堆芯燃料2放置于堆内构件3底部,自上而下分别为乏燃料区2-1、焚烧波区2-2、增殖波区2-3和新燃料区2-4;靶移动通道从反应堆顶部向下,贯穿堆顶盖5,通向堆芯燃料2的底部;可移动中子源靶1位于靶移动通道内,沿着靶移动通道上下移动。
加速器驱动铅铋冷却次临界行波堆运行过程为:可移动中子源靶1提供外源中子,点燃堆芯燃料2,启动反应堆,通过可移动中子源靶1提供外源中子使反应堆运行在次临界条件下,利用可移动中子源靶1的向下移动来驱动堆芯燃料2的增殖波和焚烧波的行进。
冷却剂循环过程为:冷却剂由堆芯燃料2向上流入热池,从热池进入主换热器4,经过换热器4换热,向下流出主换热器4,进入冷池,冷池中的冷却剂进入主泵7,从主泵7管道出口流入堆芯燃料2,再次由堆芯燃料2向上流入热池,带出堆芯热量,完成循环过程。
加速器驱动铅铋冷却次临界行波堆的主要特点:
(1)启动点燃时,不需要高富集度易裂变核燃料作为启动源。
可移动中子源靶1作为可移动的外中子源,提供外源中子,点燃堆芯燃料2,启动次临界行波堆;可移动中子源靶1可以为散裂中子靶或氘氚聚变中子源靶。
(2)次临界运行,避免了临界行波堆对堆芯燃料燃烧部分要求达到临界质量和体积的问题,提高了反应堆的安全性。
可移动中子源靶1产生的散裂中子作为外源中子,使堆芯燃料2在次临界条件下维持链式反应,避免了临界行波堆对堆芯燃料燃烧部分要求达到临界质量和体积的问题,当加速器关闭后反应堆内的裂变反应自然停止,从根本上杜绝了核临界事故的发生。
(3)对燃料和包壳材料的要求降低。
加速器驱动铅铋冷却次临界行波堆运行时,通过可移动中子源靶1的移动来维持增殖波与焚烧波的行进,避免了临界行波堆燃耗必须高于40%的问题,降低了对燃料和包壳材料的要求。
(4)利用液态铅铋作为冷却剂带出堆芯热量,铅铋冷却剂中子经济性高于钠冷却剂,其化学惰性好,安全性好,具有良好的自然循环能力,使反应堆的运行维护相对容易。

Claims (4)

1.加速器驱动铅铋冷却次临界行波堆,其特征在于:包括可移动中子源靶(1)、堆芯燃料(2)、堆内构件(3)、主换热器(4)、堆顶盖(5)、堆容器(6)以及主泵(7),堆芯燃料(2)分为乏燃料区(2-1)、焚烧波区(2-2)、增殖波区(2-3)和新燃料区(2-4)四个区域;堆顶盖(5)为平盖形式,安装在堆容器(6)的上沿;堆内构件(3)焊接于堆容器(6)底封头以上的位置,为堆芯燃料(2)、主换热器(4)、主泵(7)等提供支撑和定位并分隔冷池和热池,堆内构件(3)上部为热池,下部为冷池;主换热器(4)和主泵(7)安装在堆顶盖(5)上并穿过堆内构件(3);主换热器(4)壳侧上部设有铅铋冷却剂入口,下部设有铅铋冷却剂出口;主泵(7)入口位于冷池内的泵体下部,出口位于泵体底部,通过管道与堆芯燃料(2)底部连接;堆芯燃料(2)放置于堆内构件(3)底部,自上而下分别为乏燃料区(2-1)、焚烧波区(2-2)、增殖波区(2-3)和新燃料区(2-4);靶移动通道从反应堆顶部向下,贯穿堆顶盖(5),通向堆芯燃料(2)的底部;可移动中子源靶(1)位于靶移动通道内,沿着靶移动通道上下移动;加速器驱动铅铋冷却次临界行波堆运行过程为,可移动中子源靶(1)提供外源中子,点燃堆芯燃料(2)启动反应堆,使反应堆在次临界条件下运行;冷却剂由堆芯燃料(2)向上流入热池,从热池进入主换热器(4),经过换热器(4)换热,向下流出主换热器(4),进入冷池,冷池中的冷却剂进入主泵(7),从主泵(7)管道出口流入堆芯燃料(2),再次由堆芯燃料(2)向上流入热池,带出堆芯热量,完成循环过程。 
2.根据权利要求1所述的加速器驱动铅铋冷却次临界行波堆,其特征在于:运行时不需要高富集度易裂变核燃料作为启动源,而是通过可移动中子源靶(1)提供外源中子,点燃堆芯燃料(2),启动次临界行波堆,中子源靶可以为散裂中子靶或氘氚聚变中子源靶。 
3.根据权利要求1所述的加速器驱动铅铋冷却次临界行波堆,其特征在于:利用可移动中子源靶(1)产生的散裂中子作为中子源来驱动堆芯燃料(2)的增殖波和焚烧波的行进,并使堆芯燃料(2)在次临界条件下维持链式反应。 
4.根据权利要求1所述的加速器驱动铅铋冷却次临界行波堆,其特征在于:所述冷却剂为液态铅铋冷却剂。 
CN201410810077.5A 2014-12-22 2014-12-22 加速器驱动铅铋冷却次临界行波堆 Active CN104464842B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201410810077.5A CN104464842B (zh) 2014-12-22 2014-12-22 加速器驱动铅铋冷却次临界行波堆

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201410810077.5A CN104464842B (zh) 2014-12-22 2014-12-22 加速器驱动铅铋冷却次临界行波堆

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN104464842A true CN104464842A (zh) 2015-03-25
CN104464842B CN104464842B (zh) 2017-02-22

Family

ID=52910768

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201410810077.5A Active CN104464842B (zh) 2014-12-22 2014-12-22 加速器驱动铅铋冷却次临界行波堆

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN104464842B (zh)

Cited By (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105047232A (zh) * 2015-06-04 2015-11-11 中国科学院合肥物质科学研究院 一种包层式堆芯结构的加速器驱动次临界装置
CN106531229A (zh) * 2016-12-29 2017-03-22 中国科学院合肥物质科学研究院 一种新型环腔式多功能核能系统
CN106601312A (zh) * 2017-01-19 2017-04-26 清华大学天津高端装备研究院 一种ads集成堆顶结构及核能发电设备
CN106847350A (zh) * 2017-02-13 2017-06-13 中国科学院合肥物质科学研究院 一种液态金属冷却反应堆集成测试装置
CN107146641A (zh) * 2017-05-11 2017-09-08 中国科学院近代物理研究所 核能系统和控制核能系统的方法
CN107195334A (zh) * 2017-06-08 2017-09-22 清华大学天津高端装备研究院 一种加速器驱动次临界气冷反应堆
CN107464588A (zh) * 2016-06-03 2017-12-12 泰拉能源有限责任公司 用于反应堆的内部容器
CN107622803A (zh) * 2017-10-12 2018-01-23 中国科学技术大学 一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道
CN108364699A (zh) * 2018-04-13 2018-08-03 中广核研究院有限公司 一种用于金属冷却剂快堆的反应堆压力容器
CN108766591A (zh) * 2018-06-20 2018-11-06 中国科学院合肥物质科学研究院 一种次临界行波堆
CN109741838A (zh) * 2019-02-01 2019-05-10 中国原子能科学研究院 反中子阱型研究堆首次临界方法

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2000241582A (ja) * 1999-02-17 2000-09-08 Toshiba Corp 燃料集合体、燃料棒および原子炉の炉心
CN103021483A (zh) * 2012-12-31 2013-04-03 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于液态金属冷却自然循环反应堆的辅助加热系统
CN103065693A (zh) * 2013-01-13 2013-04-24 中国科学院合肥物质科学研究院 一种液态金属冷却池式反应堆堆内冷热池分隔系统
CN103299374A (zh) * 2011-01-07 2013-09-11 国立大学法人东京工业大学 原子反应堆
CN104064228A (zh) * 2014-05-16 2014-09-24 中国核动力研究设计院 行波堆启堆区及行波堆启堆区制造方法
CN104167226A (zh) * 2014-09-05 2014-11-26 中国科学院合肥物质科学研究院 一种可实现临界及次临界运行实验的液态金属冷却反应堆实验系统

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2000241582A (ja) * 1999-02-17 2000-09-08 Toshiba Corp 燃料集合体、燃料棒および原子炉の炉心
CN103299374A (zh) * 2011-01-07 2013-09-11 国立大学法人东京工业大学 原子反应堆
CN103021483A (zh) * 2012-12-31 2013-04-03 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于液态金属冷却自然循环反应堆的辅助加热系统
CN103065693A (zh) * 2013-01-13 2013-04-24 中国科学院合肥物质科学研究院 一种液态金属冷却池式反应堆堆内冷热池分隔系统
CN104064228A (zh) * 2014-05-16 2014-09-24 中国核动力研究设计院 行波堆启堆区及行波堆启堆区制造方法
CN104167226A (zh) * 2014-09-05 2014-11-26 中国科学院合肥物质科学研究院 一种可实现临界及次临界运行实验的液态金属冷却反应堆实验系统

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
刚直 等: "行波堆燃料利用情景初步分析", 《原子能科学技术》 *
韦宏洋 等: "钠冷行波堆TP-1瞬态安全分析", 《原子能科学技术》 *

Cited By (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105047232A (zh) * 2015-06-04 2015-11-11 中国科学院合肥物质科学研究院 一种包层式堆芯结构的加速器驱动次临界装置
CN107464588A (zh) * 2016-06-03 2017-12-12 泰拉能源有限责任公司 用于反应堆的内部容器
CN106531229B (zh) * 2016-12-29 2017-10-13 中国科学院合肥物质科学研究院 一种新型环腔式多功能核能系统
CN106531229A (zh) * 2016-12-29 2017-03-22 中国科学院合肥物质科学研究院 一种新型环腔式多功能核能系统
CN106601312A (zh) * 2017-01-19 2017-04-26 清华大学天津高端装备研究院 一种ads集成堆顶结构及核能发电设备
CN106847350A (zh) * 2017-02-13 2017-06-13 中国科学院合肥物质科学研究院 一种液态金属冷却反应堆集成测试装置
CN106847350B (zh) * 2017-02-13 2017-12-12 中国科学院合肥物质科学研究院 一种液态金属冷却反应堆集成测试装置
CN107146641A (zh) * 2017-05-11 2017-09-08 中国科学院近代物理研究所 核能系统和控制核能系统的方法
CN107195334A (zh) * 2017-06-08 2017-09-22 清华大学天津高端装备研究院 一种加速器驱动次临界气冷反应堆
CN107622803A (zh) * 2017-10-12 2018-01-23 中国科学技术大学 一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道
CN108364699A (zh) * 2018-04-13 2018-08-03 中广核研究院有限公司 一种用于金属冷却剂快堆的反应堆压力容器
CN108364699B (zh) * 2018-04-13 2024-05-17 中广核研究院有限公司 一种用于金属冷却剂快堆的反应堆压力容器
CN108766591A (zh) * 2018-06-20 2018-11-06 中国科学院合肥物质科学研究院 一种次临界行波堆
CN109741838A (zh) * 2019-02-01 2019-05-10 中国原子能科学研究院 反中子阱型研究堆首次临界方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN104464842B (zh) 2017-02-22

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN104464842A (zh) 加速器驱动铅铋冷却次临界行波堆
CN104167226B (zh) 一种可实现临界及次临界运行实验的液态金属冷却反应堆实验系统
US9881700B2 (en) Molten salt nuclear reactor
CN103065693B (zh) 一种液态金属冷却池式反应堆堆内冷热池分隔系统
CN105023621A (zh) 快堆型耦合核反应的实施方法及其核反应堆
CN104658620B (zh) 一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置
CN110534213B (zh) 一种热管冷却混合燃料反应堆系统
CN102610284B (zh) 利用快-热耦合混合能谱实现长期能量放大的混合堆包层
CN202615805U (zh) 一种非能动安全壳冷却系统
CN102623072A (zh) 一种复合型的加速器驱动次临界堆事故余热排出系统
JP6791511B2 (ja) 原子炉
CN103714868A (zh) 一种液态重金属冷却自然循环池式反应堆堆内热分隔系统
KR101250474B1 (ko) 연통효과를 이용하여 원자로 풀 자연순환 성능을 강화한 액체금속냉각 원자로의 피동형 잔열 제거시스템
CN106328223A (zh) 一种新型非能动安全壳能量控制系统
CN109256222A (zh) 钠冷快中子核反应堆系统
CN103474098A (zh) 机械控制棒结合硼注入系统作为第二套停堆系统的堆芯
CN102915774B (zh) 核反应堆以及核反应堆停堆方法
CN106205747B (zh) 池式供热反应堆及低温核供热系统
CN104916335A (zh) 一种液态金属冷却池式反应堆多功能堆内热分隔系统
Goto et al. Nuclear and thermal feasibility of lithium-loaded high temperature gas-cooled reactor for tritium production for fusion reactors
Duan et al. Conceptual design of oil field energy supply system based on natural circulation lead–bismuth fast reactor
CN210805248U (zh) 一种使用镓金属作为冷却剂的快中子反应堆
RU143978U1 (ru) Бланкет термоядерного реактора
CN204087815U (zh) 模块式基于z箍缩驱动的聚变裂变混合堆包层燃料区
CN103474100B (zh) 采用机械控制棒作为第二套停堆系统的堆芯

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant