CN110689984A - 一种熔盐堆堆芯换料管理方法 - Google Patents

一种熔盐堆堆芯换料管理方法 Download PDF

Info

Publication number
CN110689984A
CN110689984A CN201911012011.0A CN201911012011A CN110689984A CN 110689984 A CN110689984 A CN 110689984A CN 201911012011 A CN201911012011 A CN 201911012011A CN 110689984 A CN110689984 A CN 110689984A
Authority
CN
China
Prior art keywords
salt
molten salt
fuel
reactor
reactor core
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
CN201911012011.0A
Other languages
English (en)
Other versions
CN110689984B (zh
Inventor
于世和
朱贵凤
严睿
刘亚芬
周波
邹杨
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.)
Shanghai Institute of Applied Physics of CAS
Original Assignee
Shanghai Institute of Applied Physics 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 Shanghai Institute of Applied Physics of CAS filed Critical Shanghai Institute of Applied Physics of CAS
Priority to CN201911012011.0A priority Critical patent/CN110689984B/zh
Publication of CN110689984A publication Critical patent/CN110689984A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN110689984B publication Critical patent/CN110689984B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/34Apparatus or processes for dismantling nuclear fuel, e.g. before reprocessing ; Apparatus or processes for dismantling strings of spent fuel elements
    • 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)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了一种熔盐堆堆芯换料管理方法,所述熔盐堆包括堆芯,所述方法包括以下步骤:根据每个熔盐堆剩余反应性的控制能力,确定燃料盐的重金属浓度摩尔比,熔盐堆堆芯燃料盐体积比为1%‑30%;随着运行中的燃料盐重金属浓度摩尔比增加,在燃料盐换堆运行时,更换堆芯燃料盐体积比更小的熔盐堆,继续使所述燃料盐运行;重复上述换堆的步骤,直至所述燃料盐达到寿期终时,将所述燃料盐卸出,结束所述燃料盐的运行。本发明的熔盐堆堆芯换料管理方法充分利用各个堆能谱的优势,提高了核燃料的利用率,同时改善堆芯安全特性。

Description

一种熔盐堆堆芯换料管理方法
技术领域
本发明涉及熔盐堆堆芯燃料管理领域,特别涉及一种熔盐堆堆芯换料管理方法。
背景技术
固态燃料反应堆如压水堆采用分批次换料,换料时新一批次的燃料组件放入堆芯,燃耗时间最长的一批次组件卸出堆芯,堆芯内各批次燃料组件按制定规则移动。球床堆一般采用多次循环连续装卸料的燃料管理方式。
固态燃料反应堆(以压水堆为例)换料时,主要的限制因素有:1、受固有安全性影响,压水堆不能在过慢化区运行,因此,水铀比能改变的区间有限;2、增加水铀比,可以提高燃料利用率。但是,堆芯装载量减少,运行时间也减少。3、固体燃料组件(轴向、径上的)燃耗不均匀,如果改变水铀比,会影响功率峰因子,进而影响功率输出。
上述因素均影响了现有技术中的燃料利用率,因此现有技术中熔盐燃料利用率有待提高。熔盐堆可以根据自身的特点,通过改变现有技术来提高燃料利用率。
发明内容
本发明要解决的技术问题是为了提高现有技术中熔盐堆换料设计燃料利用率,提供一种熔盐堆堆芯燃料管理方法,通过改变现有熔盐堆换料方式,来提高核燃料的利用率,同时改善堆芯安全特性。
本发明的发明人在研发过程中发现,不管是压水堆的燃料组件还是球床堆的燃料球,它们换料时的共同特点就是:更换的新旧燃料组件,在几何结构上不变,原因是固态燃料反应堆会受到诸多限制。而熔盐堆不存在以上问题。因为,熔盐堆不存在欠慢化和过慢化的限制;熔盐堆燃料的装载量包括回路中的燃料盐;熔盐堆燃耗是均匀的。且熔盐堆重金属浓度能调,适合采用多个不同几何结构的堆芯换料运行。但是现行的熔盐堆堆芯换料设计,在同一个相同堆芯内完成,这个相同堆芯需满足运行寿期内熔盐成分变化的要求。再者,熔盐堆的换料包括:添料系统和去料系统等。这些系统只针对燃料盐的操作。在实际熔盐堆运行中:不管是燃耗增加还是加料操作,都会引起熔盐成分发生变化。熔盐成分变化会引起堆芯性能变化。因此,理论上换料设计时有可能针对不同的熔盐成分,采用不同几何结构的堆芯,来提高核燃料的利用率,改善堆芯性能。
为了进一步研究上述方案的可行性,发明人又进行了诸多研究。首先进行基础参数研究。基础参数包括燃料盐体积比(燃料盐体积比为堆芯活性区中燃料盐体积占总体积的比值)、燃料盐孔道几何,燃料盐重金属浓度等。分析不同燃料盐体积比、不同燃料盐孔道几何、不同燃料盐重金属浓度下,堆芯物理特性参数的变化趋势,并建立对应的堆芯特性数据库,作为下一步决策基础。其次进行多堆换料策略确定。根据上述的数据库,结合目标函数和约束条件,给出优选方案,包括参与运行的熔盐堆个数,每个熔盐堆的堆芯几何结构、每个熔盐堆的运行时间,以及具体到每个熔盐堆的加料策略。目标函数为核燃料利用率、堆芯安全性能,约束条件为燃料盐重金属浓度限制,各熔盐堆的使用寿命,各熔盐堆的允许剩余反应性等。最后,进行各熔盐堆设计,包括各熔盐堆堆芯物理/热工水力设计,回路设计。若熔盐堆设计不能满足设计要求,则调整不能满足设计要求的熔盐堆具体设计方案;若还是不能满足设计要求或者目标函数不达标,则重新进行多堆换料策略确定。
通过以上研究,验证了上述发明构思的可行性,并提出了具体的解决方案,本发明提出的换料设计如图1所示。本发明是通过下述技术方案来解决上述技术问题:
一种熔盐堆堆芯换料管理方法,所述方法包括以下步骤:
S1:根据每个熔盐堆剩余反应性的控制能力,确定燃料盐的重金属浓度摩尔比,熔盐堆堆芯燃料盐体积比为1%-30%;
S2:随着运行中的燃料盐重金属浓度摩尔比增加,在燃料盐换堆运行时,更换堆芯燃料盐体积比更小的熔盐堆,继续使所述燃料盐运行;
S3:重复步骤S2,直至所述燃料盐达到寿期终时,将所述燃料盐卸出,结束所述燃料盐的运行。
堆芯中没有任何控制毒物时的反应性称为剩余反应性。控制毒物是指反应堆中用于反应性控制的各种中子吸收体,例如控制棒、可燃毒物和化学补偿毒物等。反应堆内剩余反应性的控制,其主要任务是采取不同的控制方式,在确保安全的前提下,控制反应堆内的剩余反应性,以满足反应堆长期运行的需要。
重金属浓度摩尔比指的是钍、铀等重金属在燃料盐中的浓度摩尔比。
燃料盐达到寿期终时的指标为:1、重金属溶解度达到上限;2、裂变产物溶解度达到上限。重金属不能继续溶解,反应堆也就不能临界,也就无法运行;重金属、裂变产物不能继续溶解,会发生沉淀或者吸附到堆中结构材料上,影响反应堆性能。
优选地,所述燃料盐的成分包括LiF、BeF2、ThF4和UF4中的两种或多种。其中,LiF提高熔盐流动性,BeF2低熔点。ThF4可裂变材料,U235F4是易裂变材料。
进一步优选地,所述燃料盐的成分为LiF-BeF2-UF4或LiF-BeF2-ThF4-UF4。其中带ThF4的燃料盐利于实现增值,优点主要是化学性能稳定、热熔大,沸点高等。
进一步优选地,在步骤S1中,所述熔盐堆堆芯燃料盐体积比为8%-19%。熔盐堆堆芯燃料盐体积比即为燃料盐体积与石墨体积的比值。这样使运行中燃料盐成分与堆芯几何结构最佳匹配,利用各个熔盐堆能谱的优势,从而提高核燃料的利用率。
进一步优选地,所述熔盐堆的个数为2-4个。2-4个熔盐堆可以明显地提高核燃料的利用率。熔盐堆多于5个后,提高效率有限。
优选地,所述熔盐堆中堆芯的结构各不相同,燃料盐在一个熔盐堆中运行结束后,换下一个熔盐堆,继续运行,原熔盐堆停止运行。单堆运行时,只有一个堆满功率运行。
优选地,所述熔盐堆中堆芯的结构各不相同,燃料盐在第n个熔盐堆内运行结束后,卸出燃料盐,放入第n+1个熔盐堆内运行,第n个熔盐堆装入第n-1个熔盐堆卸出的燃料盐继续运行。其中n为大于0,且小于熔盐堆总数量的整数。多堆运行时,多个堆同时满功率运行。
每个熔盐堆运行时间相加等于燃料盐总运行时间T。定义第n熔盐堆运行时间为燃料盐一个循环长度Ln,N为参与运行的熔盐堆个数。则有:
优选地,所述堆芯的流道几何结构为圆柱状、圆环状、球状、片状、平板状。堆芯几何结构不同之处包括,燃料盐体积比不同、燃料盐流道几何结构和大小不同。
这里主要是根据重金属浓度摩尔比、燃料盐体积比不同来选着流道的几何结构。如在需要较大块石墨栅元(结构力学上需要)时,可以采用片状或环状的燃料盐流道。
优选地,所述步骤S1还包括加料的步骤,所述加料的步骤为加入增殖盐或燃料盐。增殖盐如钍盐,燃料盐如铀盐。增加增殖盐能够改变堆芯剩余反应性,以及增加堆芯转化比(生产更多的可裂变核素)。增加燃料盐能够增加堆芯剩余反应性,保持熔盐堆能临界持续运行。
在符合本领域常识的基础上,上述各优选条件,可任意组合,即得本发明各较佳实例。
本发明的积极进步效果在于:
1、熔盐堆设计思路上的创新:在一个熔盐堆堆芯中不能完成的最优化设计,可以在另一个熔盐堆堆芯中完成,采用多个不同熔盐堆换料运行,充分利用各个堆能谱的优势。
2、熔盐堆换料管理可以从物理设计上来提高核燃料的利用率,同时改善堆芯安全特性。
附图说明
图1为本发明熔盐堆堆芯管理设计构思示意图。
图2为本发明基础参数与运行天数的关系示意图。
图3为本发明实施例1的示意图。
图4为本发明实施例3的示意图。
附图标记说明:
熔盐堆1
第一个熔盐堆11
第二个熔盐堆12
第三个熔盐堆13
装新燃料21
装第一个熔盐堆卸出的燃料盐22
装第二个熔盐堆卸出的燃料盐23
加料31
卸料32
具体实施方式
为了使本发明的目的、技术方案及优点更加清楚明白,以下结合附图及实施例,对本发明进行进一步详细说明。应当理解,此处所描述的具体实施例仅用以解释本发明,并不用于限定本发明。
本发明实施例中,各个熔盐堆的热功率150MW,燃料盐为LiF-BeF2-UF4,加料盐为LiF-UF4(摩尔比,72:28)。堆芯活性区直径300cm,高320cm,石墨反射层厚20cm。每个熔盐堆的加料策略保持一致。
本发明实施例中,目标函数只考察核燃料利用率,即相同的加料量下运行天数越长,核燃料利用率越高。约束条件只设置燃料盐重金属浓度限制,即燃料盐最大重金属浓度摩尔比为12%。熔盐堆堆芯管理方法见图1。
本发明实施例中,基础参数包括燃料盐体积与石墨体积的比值、燃料盐重金属浓度,它们与运行天数的关系见表1,曲线图见图2。在图2中,不同类型的曲线代表燃料盐体积与石墨体积的比值(%),横轴代表累计燃料盐重金属浓度(摩尔比%),纵轴代表运行天数(天)。
表1基础参数与运行天数的关系
Figure BDA0002244476110000061
实施例1
如图3,参与运行的熔盐堆1的个数为两个,单堆运行时,第一个熔盐堆11的堆芯燃料盐体积比为19%,运行天数为626天,当累计燃料盐重金属浓度摩尔比3%时,把燃料盐从第一个熔盐堆11卸出,重新装入到第二个熔盐堆12运行,该步骤即为装第一个熔盐堆卸出的燃料盐22。第二个熔盐堆12的堆芯燃料盐体积比为15%,当累计燃料盐重金属浓度摩尔比12%时,燃料盐停止运行。多堆同时运行时,第一个熔盐堆11的堆芯燃料盐体积比为19%,运行天数为626天,当累计燃料盐重金属浓度摩尔比3%时,把燃料盐从第一个熔盐堆卸出,重装新燃料盐开始运行,该步骤即为装新燃料21。第二个熔盐堆12的堆芯燃料盐体积比为15%,当累计燃料盐重金属浓度摩尔比12%时,卸出燃料盐,即为步骤卸料32,然后进行步骤装第一个熔盐堆卸出的燃料盐22,继续运行。另外,在每个熔盐堆运行期间,均能够独立进行加料31和卸料32的操作。
整个燃料盐运行寿期中,最大总温度系数由单堆(燃料盐体积比10%)运行时-0.01pcm/K变化到多堆运行时的-0.34pcm/K,由此可知,堆芯安全特性参数得到改善。
实施例2
与实施例1类似,参与运行的熔盐堆个数为两个,单堆运行时,第一个熔盐堆堆芯燃料盐体积比为15%,运行天数为2101天,当累计燃料盐重金属浓度摩尔比7%时,把燃料盐从第一个熔盐堆卸出,重新装入到第二个熔盐堆运行,第二个熔盐堆堆芯燃料盐体积比为10%,当累计燃料盐重金属浓度摩尔比12%时,燃料盐停止运行。多堆同时运行可相应地参照实施例1的多堆运行方式。
整个燃料盐运行寿期中,最大总温度系数由单堆(燃料盐体积比10%)运行时-0.01pcm/K变化到多堆运行时的-0.55pcm/K,由此可知,堆芯安全特性参数得到改善。
实施例3
如图4,参与运行的熔盐堆1的个数为三个,单堆运行时,进行装新燃料21的步骤。第一个熔盐堆11的堆芯燃料盐体积比为19%,运行天数为294天,当累计燃料盐重金属浓度摩尔比2%时,把燃料盐从第一个熔盐堆卸出,重新装入到第二个熔盐堆运行,参见图4中的步骤装第一个熔盐堆卸出的燃料盐22。第二个熔盐堆12的堆芯燃料盐体积比为15%,当累计燃料盐重金属浓度摩尔比6%时,把燃料盐从第二个熔盐堆卸出,重新装入到第三个熔盐堆13运行,参见图4中的步骤装第二个熔盐堆卸出的燃料盐23。第三个熔盐堆堆芯燃料盐体积比为10%,当累计燃料盐重金属浓度摩尔比12%时,燃料盐停止运行。多堆同时运行可相应地参照实施例1的多堆运行方式。
整个燃料盐运行寿期中,最大总温度系数由单堆(燃料盐体积比10%)运行时-0.01pcm/K变化到多堆运行时的-0.34pcm/K,由此可知,堆芯安全特性参数得到改善。
实施例4
与实施例3类似,参与运行的熔盐堆个数为三个,单堆运行时,第一个熔盐堆堆芯燃料盐体积比为19%,运行天数为332天,当累计燃料盐重金属浓度摩尔比2%时,把燃料盐从第一个熔盐堆卸出,重新装入到第二个熔盐堆运行,第二个熔盐堆堆芯燃料盐体积比为15%,当累计燃料盐重金属浓度摩尔比7%时,把燃料盐从第二个熔盐堆卸出,重新装入到第三个熔盐堆运行,第三个熔盐堆堆芯燃料盐体积比为10%,当累计燃料盐重金属浓度摩尔比12%时,燃料盐停止运行。多堆同时运行可相应地参照实施例1的多堆运行方式。
整个燃料盐运行寿期中,最大总温度系数由单堆(燃料盐体积比10%)运行时-0.01pcm/K变化到多堆运行时的-0.34pcm/K,由此可知,堆芯安全特性参数得到改善。
对比例1
参与运行的熔盐堆个数N为一个,单堆运行,熔盐堆堆芯燃料盐体积比为10%,运行天数为5224天。最大总温度系数为-0.01pcm/K。
对比例2
参与运行的熔盐堆个数为两个,单堆运行时,第一个熔盐堆堆芯燃料盐体积比为8%,运行天数为1813天,当累计燃料盐重金属浓度摩尔比7%时,把燃料盐从第一个熔盐堆卸出,重新装入到第二个熔盐堆运行,第二个熔盐堆堆芯燃料盐体积比为19%,当累计燃料盐重金属浓度摩尔比12%时,燃料盐停止运行。最大总温度系数为-0.01pcm/K。
从对比例2可以看出,换料的时候要选用燃料盐体积比更小的堆芯。作为对比,本对比例换料的时候,选用了燃料盐体积比更大的堆芯,因此,其效果不如实施例1和实施例2。
Figure BDA0002244476110000091
Figure BDA0002244476110000101
虽然以上描述了本发明的具体实施方式,但是本领域的技术人员应当理解,这仅是举例说明,本发明的保护范围是由所附权利要求书限定的。本领域的技术人员在不背离本发明的原理和实质的前提下,可以对这些实施方式做出多种变更或修改,但这些变更和修改均落入本发明的保护范围。

Claims (10)

1.一种熔盐堆堆芯换料管理方法,所述熔盐堆包括堆芯,其特征在于,所述方法包括以下步骤:
S1:根据每个熔盐堆剩余反应性的控制能力,确定燃料盐的重金属浓度摩尔比,熔盐堆堆芯燃料盐体积比为1%-30%;
S2:随着运行中的燃料盐重金属浓度摩尔比增加,在燃料盐换堆运行时,更换堆芯燃料盐体积比更小的熔盐堆,继续使所述燃料盐运行;
S3:重复步骤S2,直至所述燃料盐达到寿期终时,将所述燃料盐卸出,结束所述燃料盐的运行。
2.如权利要求1所述的熔盐堆堆芯换料管理方法,其特征在于,所述燃料盐的成分包括LiF、BeF2、ThF4和UF4中的两种或多种。
3.如权利要求1所述的熔盐堆堆芯换料管理方法,其特征在于,所述燃料盐的成分为LiF-BeF2-UF4或LiF-BeF2-ThF4-UF4
4.如权利要求1所述的熔盐堆堆芯换料管理方法,其特征在于,在所述S1步骤中,所述熔盐堆堆芯燃料盐体积比为8%-19%。
5.如权利要求1所述的熔盐堆堆芯换料管理方法,其特征在于,所述熔盐堆的个数为2-4个。
6.如权利要求1所述的熔盐堆堆芯换料管理方法,其特征在于,所述熔盐堆中堆芯的结构各不相同,燃料盐在一个熔盐堆中运行结束后,换下一个熔盐堆,继续运行,原熔盐堆停止运行。
7.如权利要求1所述的熔盐堆堆芯换料管理方法,其特征在于,所述熔盐堆中堆芯的结构各不相同,燃料盐在第n个熔盐堆内运行结束后,卸出燃料盐,放入第n+1个熔盐堆内运行,第n个熔盐堆装入第n-1个熔盐堆卸出的燃料盐继续运行,其中n为大于0,且小于熔盐堆总数量的整数。
8.如权利要求1所述的熔盐堆堆芯换料管理方法,其特征在于,所述堆芯的流道几何结构为圆柱状、圆环状、球状、片状、平板状。
9.如权利要求1至8中任意一项所述的熔盐堆堆芯换料管理方法,其特征在于,所述S2步骤还包括加料的步骤,所述加料的步骤为加入增殖盐或燃料盐。
10.如权利要求9所述的熔盐堆堆芯换料管理方法,其特征在于,所述增殖盐为钍盐,所述燃料盐为铀盐。
CN201911012011.0A 2019-10-23 2019-10-23 一种熔盐堆堆芯换料管理方法 Active CN110689984B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201911012011.0A CN110689984B (zh) 2019-10-23 2019-10-23 一种熔盐堆堆芯换料管理方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201911012011.0A CN110689984B (zh) 2019-10-23 2019-10-23 一种熔盐堆堆芯换料管理方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN110689984A true CN110689984A (zh) 2020-01-14
CN110689984B CN110689984B (zh) 2021-03-26

Family

ID=69113902

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201911012011.0A Active CN110689984B (zh) 2019-10-23 2019-10-23 一种熔盐堆堆芯换料管理方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN110689984B (zh)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112151197A (zh) * 2020-09-27 2020-12-29 中国科学院上海应用物理研究所 一种液态燃料熔盐堆的反应性控制方法
CN114842989A (zh) * 2022-05-11 2022-08-02 中国科学院上海应用物理研究所 熔盐加料系统和熔盐加料方法
US11931763B2 (en) 2019-11-08 2024-03-19 Abilene Christian University Identifying and quantifying components in a high-melting-point liquid

Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6461576B1 (en) * 2000-09-07 2002-10-08 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Pyroprocess for processing spent nuclear fuel
JP2003028976A (ja) * 2001-07-13 2003-01-29 Inst Of Research & Innovation 溶融塩原子炉燃料
CN101206930A (zh) * 2006-12-22 2008-06-25 深圳中广核工程设计有限公司 多堆联合核燃料循环利用方法
CN104183277A (zh) * 2013-05-22 2014-12-03 董保国 熔盐贫铀堆
CN106229015A (zh) * 2016-08-24 2016-12-14 中国核动力研究设计院 一种高温熔盐压力管及压力管式石墨慢化高温熔盐堆
WO2018031148A1 (en) * 2016-07-06 2018-02-15 Transatomic Power Corporation Controlling reactivity in molten salt reactors
CN108389634A (zh) * 2018-02-12 2018-08-10 中国科学院上海应用物理研究所 一种熔盐堆钍燃料循环利用方法
WO2018213669A2 (en) * 2017-05-18 2018-11-22 Transatomic Power Corporation Producing power with molten salt reactors
CN109273121A (zh) * 2018-12-07 2019-01-25 中国科学院上海应用物理研究所 一种熔盐燃料多堆系统
CN110178186A (zh) * 2016-11-15 2019-08-27 泰拉能源公司 熔融燃料核反应堆的热管理

Patent Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6461576B1 (en) * 2000-09-07 2002-10-08 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Pyroprocess for processing spent nuclear fuel
JP2003028976A (ja) * 2001-07-13 2003-01-29 Inst Of Research & Innovation 溶融塩原子炉燃料
CN101206930A (zh) * 2006-12-22 2008-06-25 深圳中广核工程设计有限公司 多堆联合核燃料循环利用方法
CN104183277A (zh) * 2013-05-22 2014-12-03 董保国 熔盐贫铀堆
WO2018031148A1 (en) * 2016-07-06 2018-02-15 Transatomic Power Corporation Controlling reactivity in molten salt reactors
CN106229015A (zh) * 2016-08-24 2016-12-14 中国核动力研究设计院 一种高温熔盐压力管及压力管式石墨慢化高温熔盐堆
CN110178186A (zh) * 2016-11-15 2019-08-27 泰拉能源公司 熔融燃料核反应堆的热管理
WO2018213669A2 (en) * 2017-05-18 2018-11-22 Transatomic Power Corporation Producing power with molten salt reactors
CN108389634A (zh) * 2018-02-12 2018-08-10 中国科学院上海应用物理研究所 一种熔盐堆钍燃料循环利用方法
CN109273121A (zh) * 2018-12-07 2019-01-25 中国科学院上海应用物理研究所 一种熔盐燃料多堆系统

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US11931763B2 (en) 2019-11-08 2024-03-19 Abilene Christian University Identifying and quantifying components in a high-melting-point liquid
CN112151197A (zh) * 2020-09-27 2020-12-29 中国科学院上海应用物理研究所 一种液态燃料熔盐堆的反应性控制方法
CN112151197B (zh) * 2020-09-27 2022-09-16 中国科学院上海应用物理研究所 一种液态燃料熔盐堆的反应性控制方法
CN114842989A (zh) * 2022-05-11 2022-08-02 中国科学院上海应用物理研究所 熔盐加料系统和熔盐加料方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN110689984B (zh) 2021-03-26

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN110689984B (zh) 一种熔盐堆堆芯换料管理方法
CN109509562B (zh) 堆芯结构、熔盐球床堆和熔盐球床堆的燃料管理与堆芯装载方法
CN1182540C (zh) 点火区-再生区反应堆
CN111627571B (zh) 以石墨球为慢化剂的液态燃料熔盐堆以及石墨球更换方法
CN101281797A (zh) 硼或浓缩10硼在uo2中的用途
CN101206930B (zh) 多堆联合核燃料循环利用方法
CN103366836B (zh) 核燃料芯块、制作方法及核反应堆
CA2511041A1 (en) Use of isotopically enriched actinide nitride fuel in nuclear reactors
CN114242283A (zh) 一种压水堆堆芯24个月换料周期燃料装载方法
US4689195A (en) Fuel assembly
CN112151197B (zh) 一种液态燃料熔盐堆的反应性控制方法
US20100166133A1 (en) Use of isotopically enriched nitrogen in actinide fuel in nuclear reactors
CN103366835B (zh) 核燃料芯块、制作方法及核反应堆
US4110158A (en) Core reactor and method of operating same
CN113823427B (zh) 一种循环长度灵活调节的压水堆堆芯燃料管理方法
Fareha et al. Design Study of 600 MWt Long Life Modular Gas Cooled Fast Reactors
JP3482560B2 (ja) 加圧水型原子炉の燃料運用方法及び加圧水型原子炉炉心
Wijaya et al. Neutronic Analysis of an Uprated Soluble-Boron-Free ATOM Core Design Based on the Centrally-Shielded Burnable Absorber
Kuijper et al. Neutronics for the GEMINI+ HTGR
JP2003107183A (ja) 熱中性子原子炉用mox燃料集合体
Dandi et al. Combination of burnable Poison pins for 24 months cycle PWR reload core
CN117133490B (zh) 一种缩短球床式高温气冷初装堆芯建立过程的方法及系统
Zaki et al. Modified CANDLE burnup scheme and its application for long life Pb-Bi cooled fast reactor with natural uranium as fuel cycle input
Dandi et al. Burnable Poison Strategies for Extra-Long Cycle Small PWR
Nguyen et al. Optimization of Two-batch Fuel Management in the Soluble-Boron-Free ATOM Core

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant