CN207038182U - 铯收集器 - Google Patents

铯收集器 Download PDF

Info

Publication number
CN207038182U
CN207038182U CN201720696684.2U CN201720696684U CN207038182U CN 207038182 U CN207038182 U CN 207038182U CN 201720696684 U CN201720696684 U CN 201720696684U CN 207038182 U CN207038182 U CN 207038182U
Authority
CN
China
Prior art keywords
caesium
collector
sodium
compartment
filter
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.)
Active
Application number
CN201720696684.2U
Other languages
English (en)
Inventor
R·A·科尔宾
J·E·特鲁阿克斯
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.)
TerraPower LLC
Original Assignee
TerraPower LLC
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 TerraPower LLC filed Critical TerraPower LLC
Application granted granted Critical
Publication of CN207038182U publication Critical patent/CN207038182U/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements 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
    • G21C19/28—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
    • G21C19/30—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
    • G21C19/307—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for liquids
    • G21C19/31—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for liquids for molten metals
    • G21C19/313—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for liquids for molten metals using cold traps
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/022—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator for monitoring liquid coolants or moderators
    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Abstract

本实用新型提供一种铯收集器，包括具有顶部的本体，所述本体包围构造成从钠流除去铯的过滤器和活性物质；大致配置在所述本体周围的冷却壳套；和从所述顶部延伸的至少一条第一钠管路，其中所述至少一条第一钠管路构造成与钠处理回路的相应的至少一条第二钠管路流体连通地联接。

Description

铯收集器
技术领域
本实用新型涉及核反应领域，尤其涉及铯收集器。
背景技术
核裂变反应堆包括增殖-燃烧快速反应堆(也被称为行波反应堆，或TWR)。TWR指将被设计成在起动之后使用天然铀、贫铀、乏轻水反应堆燃料或钍作为重载燃料无限期地运转并且其中增殖且随后燃烧的波将相对于燃料行进的反应堆。因此，在一些方面，TWR是依赖于增殖至可用状态并现场燃烧的亚临界重载燃料运行的直通式快速反应堆。在TWR中，增殖和裂变波(“增殖-燃烧波”)起源于反应堆的芯体中并且相对于燃料移动。在燃料静止的情况下，增殖和燃烧波从燃点向外扩展。在一些情况下，燃料移动以使得增殖和燃烧波相对于芯体静止(例如，驻波)但相对于燃料移动；驻波被视为一种TWR。燃料组件的移动称为“燃料倒换(fuel shuffling)”并且用来维持驻波并用于对反应堆特性(热、通量、功率、燃料燃烧等)的调节。其中燃料组件被倒换的芯体——其收纳在反应堆容器中——中发生核裂变。燃料组件包括裂变核燃料组件和能产生裂变物质的核燃料组件。反应控制主要由也位于芯体中的控制棒组件完成以用于调节反应堆特性。
通过驻波发展的裂变能量形成热能，所述热能经一个或多个热输送环路连续地传递到蒸汽发生器以发电，并且低温热通过一组水冷式真空冷凝器排除。冷却剂系统分离成主冷却剂环路和中间冷却剂环路有助于维持芯体和主冷却剂环路的完整性。在TWR中，主冷却剂环路和中间冷却剂环路两者都采用液态钠。
实用新型内容
在一方面，该技术涉及一种更换铯收集器的方法，该方法包括：冻结其中至少部分地容纳铯的第一铯收集器，其中第一铯收集器位于屏蔽隔室内；将第一铯收集器与屏蔽隔室分离；从屏蔽隔室移除第一铯收集器；将第二铯收集器插入屏蔽隔室中；以及将第二铯收集器附接到屏蔽隔室。在一个例子中，第一铯收集器包括以下中的至少一者：远程地分离在第一铯收集器与屏蔽隔室之间延伸的至少一个横向支承锚；将第一铯收集器与钠处理回路远程地分离；以及远程地断开在第一铯收集器与屏蔽隔室之间延伸的电力附件和仪器控制附件。在另一例子中，远程地分离至少一个横向支承锚包括移除将从屏蔽隔室延伸的隔室锚与从第一铯收集器延伸的收集器锚联接的连接部件。在又一例子中，连接部件是销和螺栓中的至少一者。在另一例子中，将第一铯收集器与钠处理回路远程地分离包括：压接从第一铯收集器延伸的至少一条钠管路；以及切断与压接部分邻接的至少一条钠管路以使得该至少一条钠管路的第一部分从第一铯收集器的顶部延伸并且该至少一条钠管路的第二部分仍为钠处理回路的一部分。
在上述方面的另一例子中，远程地断开电力附件和仪器控制附件包括从配置在第一铯收集器的顶部上的相应接收器拔下电力附件和仪器控制附件中的至少一者。在一个例子中，第一铯收集器包括：将第一铯收集器与提升工具可释放地联接；以及经由提升工具将第一铯收集器从屏蔽隔室提升出来以使得第一铯收集器的基部可滑动地脱离从屏蔽隔室的底部延伸的至少一个定位销。在另一例子中，该方法包括经由提升操作将从第一铯收集器延伸的冷却管路入口与从屏蔽隔室延伸的固定冷却管路分离。在又一例子中，将第一铯收集器与提升工具可释放地联接包括将提升工具的至少一个钩部旋转并提升到配置在第一铯收集器的相应提升孔眼中。在再另一例子中，插入第二铯收集器包括：将第二铯收集器与提升工具可释放地联接，其中提升工具包括至少一个钩部并且第二铯收集器包括至少一个相应的提升孔眼；经由提升工具将第二铯收集器放置入屏蔽隔室中；以及同时将第二铯收集器的基部与从屏蔽隔室的底部延伸的至少一个定位销对齐。
在上述方面的另一例子中，该方法包括经由可滑动接合将从第二铯收集器延伸的冷却管路与从屏蔽隔室延伸的固定冷却管路联接。在一个例子中，第二铯收集器包括以下中的至少一者：将从屏蔽隔室延伸的隔室锚与从第二铯收集器延伸的收集器锚联接，从而形成在第一铯收集器与屏蔽隔室之间延伸的至少一个横向支承锚；将从第二铯收集器延伸的至少一条第一钠管路焊接至从钠处理回路延伸的至少一条第二钠管路；以及经由将附件插入配置在第二铯收集器的顶部上的相应接收器中来将电力附件和仪器控制附件联接。在另一例子中，第一铯收集器包含预定量的铯并且第二铯收集器不包含铯。在又一例子中，屏蔽隔室是个性化的屏蔽隔室。
在另一方面，该技术涉及一种铯收集器，该铯收集器包括：具有顶部的本体，该本体包围构造成从钠流除去铯的过滤器和活性物质；大致配置在本体周围的冷却壳套；和从顶部延伸出的至少一条钠管路，其中该至少一条第一钠管路构造成与钠处理回路的相应至少一条第二钠管路流体连通地联接。在一个例子中，铯收集器还包括从冷却壳套延伸的至少一个收集器锚，其中该收集器锚能与从屏蔽隔室延伸的至少一个相应的隔室锚可释放地联接以便形成至少一个横向支承锚。在另一例子中，铯收集器包括配置在顶部上的至少一个提升孔眼，该至少一个提升孔眼构造成接纳用于将铯收集器放置入屏蔽隔室中和从屏蔽隔室移除铯收集器的提升工具。在再另一例子中，铯收集器包括从冷却壳套的底部延伸的入口冷却管路，其中该入口冷却管路具有能与屏蔽隔室内的相应固定冷却管路流体连通地联接的自由端。在再另一例子中，铯收集器包括配置在顶部上的至少一个接收器，其中电力附件和仪器控制附件构造成可释放地插入至少一个接收器中。在另一例子中，铯收集器包括与本体的底部联接的基部，其中在基部内限定了至少一个开口以使得基部可经由至少一个相应的定位销定位在屏蔽隔室的底部内。
在另一方面，该技术涉及一种铯收集器，该铯收集器包括：具有顶部的本体，该本体包围过滤器和构造成从包含铯和氩的钠流除去铯；和从顶部延伸的至少一条第一钠管路，其中该至少一条第一钠管路构造成与钠处理回路的相应至少一条第二钠管路流体连通地联接；其中过滤器定位成在允许钠和氩通过的同时防止活性物质离开铯收集器并且过滤器具有从40至160μm的平均孔径。在一个例子中，过滤器的平均孔径的下限选自40、50、60、70、80和90μm。在另一例子中，过滤器的平均孔径的上限选自100、110、120、130、140、150和160μm。在又一例子中，过滤器是烧结金属过滤器。在再另一例子中，烧结金属过滤器是从不锈钢、镍、HT-9和钛中的一者或多者烧结而成的。
附图说明
以下构成本申请的一部分的附图对所描述的技术而言是说明性的且并非意在以任何方式限制要求专利权的技术的范围，该范围应当基于在此所附的权利要求。
图1以框图形式示出行波反应堆的一些基本构件。
图2是示例性铯收集器组件的示意图。
图3是沿剖面线3-3截取的图2所示的铯收集器组件的俯视图。
图4是示例性铯收集器的透视图。
图5是示出更换铯收集器的方法的流程图。
具体实施方式
图1以框图形式示出行波反应堆(TWR)100的一些基本构件。一般而言，TRW100包括容纳多个燃料组件(未示出)的反应堆芯体102。芯体102配置在保持一定体积的液态钠冷却剂106的池104内。池104被称为热池并且具有比也容纳液态钠冷却剂106的周围冷池108高的钠温度(归因于通过反应堆芯体102中的燃料组件产生的能量)。热池104通过凸角部110与冷池108分开。钠冷却剂106的液面上方的顶部空间112充填有诸如氩气的惰性保护气体。反应堆容器114包围反应堆芯体102、热池104和冷池108，并且利用反应堆顶盖116密封。反应堆顶盖116提供通向反应堆容器114的内部中的各种检修点。
反应堆芯体102的尺寸基于多个因素来选择，包括燃料的特性、期望的发电量、可利用的反应堆100空间等等。TWR的多个实施例可根据需要或期望用于低功率(约300MWe-约500MWe)、中功率(约500MWe-约1000MWe)和高功率(约1000MWe以上)应用中。可通过在芯体102周围设置未示出的一个或多个反射体以中子反射回到芯体102中来改善反应堆100的性能。另外，能产生裂变物质和可裂变的核组件在芯体102内和其周围移动(或倒换)以控制其中发生的核反应。
钠冷却剂106经由主钠冷却剂泵118在容器114内循环。主冷却剂泵118从冷池108抽吸钠冷却剂106并且在反应堆芯体102下方将它喷射到增压室(plenum)中。冷却剂106向上强制通过芯体并且由于反应堆芯体102内发生的反应而被加热。加热的冷却剂106从热池104进入中间热交换器(多个)120，并且离开中间热交换器120并重新进入冷池108。这种主冷却剂环路122因而使钠冷却剂106完全在反应堆容器114内循环。
中间热交换器120结合了始终与主钠池104和108物理地分开(即，中间钠和主钠永远不会混合)的液态钠闭环回路的一段。中间热交换器120将热从主冷却剂环路122(完全容纳在容器114内)传递到中间冷却剂环路124(仅部分地位于容器114内)。中间热交换器120穿过凸角部110，从而桥接热池104和冷池108(以便允许主冷却剂环路122中的钠106在其间流动)。在一个实施例中，四个中间热交换器120分布在容器114内。或者，两个或六个中间热交换器120分布在容器114内。
中间冷却剂环路124使经管道进出容器114的钠冷却剂126经由反应堆顶盖116循环。位于反应堆容器114外部的中间钠泵128使钠冷却剂126例如循环通过发电系统129。热从主冷却剂环路122的钠冷却剂106传递到中间热交换器120中的中间冷却剂环路124的钠冷却剂126。中间冷却剂环路124的钠冷却剂126穿过中间热交换器120内的多个管130。这些管130保持主冷却剂环路122的钠冷却剂106与中间冷却剂环路124的钠冷却剂126分隔开，同时在其间传递热能。
直接热交换器132延伸入热池104内并且通常在紧急情况下向主冷却剂环路122内的钠冷却剂106提供冷却。直接热交换器132构造成允许钠冷却剂106从热池104进入和离开热交换器132。直接热交换器132具有与中间热交换器120相似的结构，其中所述管134保持主冷却剂环路122的NaK(钠-钾)与直接反应堆冷却剂环路138的直接热交换器冷却剂(NaK)136分隔开，同时在其间传递热能。
另外，TWR反应堆100包括延伸入热池104内的钠处理回路140。钠处理回路140有利于将钠(Na)冷却剂106引导通过其中以用于一个或多个子系统的接收、储存、净化和/或取样和分析。例如，钠处理回路140可包括但不限于任何数量的现场储罐、冷槽(例如，用来从钠除去杂质的装置)、铯收集器(例如，用于捕集铯(Cs)的装置，以下更详细地描述)、电磁泵、热交换器、管线、测试设备和/或控制阀。
其它辅助反应堆构件(位于反应堆容器114内的和位于反应堆容器114外的)包括但不限于未示出但对本领域的技术人员而言将显而易见的泵、止回阀、截止阀、凸缘、疏水槽等。穿过反应堆顶盖116的另外的贯通孔(例如，用于主致冷剂泵118的端口、惰性覆盖气体和检查端口、钠处理端口和保护气体端口等)未示出。控制系统142用于控制和监测组成反应堆100的多个构件和系统。
宽泛而言，本公开描述了改善图1所述的反应堆100的性能的构型。具体地，可远程地移除的铯收集器组件的实施例、构型和布置结构被示出并且以下参考图2-5更详细地描述。
一般而言，在反应堆运行期间，放射性的铯将进入主钠冷却剂。为了降低这种放射性核素的不利的辐射影响，安装了铯收集器作为钠处理回路的一部分。下述铯收集器组件使得能够从钠处理回路及其屏蔽隔室移除装载有铯的铯收集器，并且用另一新的空铯收集器替换以有利于来自主钠冷却剂的放射性的铯的连续吸收和过滤。例如，铯收集器组件包括提升孔眼、横向支承锚、钠管路以及全都位于铯收集器的顶部以增强远程可达性和移除的容易性的电力和控制附件。另外，远程控制的工具和升降装置使得能够在不直接到达放射性的铯的情况下从其屏蔽隔室移除装载的铯收集器以输送到另一地点。新铯收集器的安装可以利用一旦放射性的铯被移除便直接到达屏蔽隔室来执行，从而减少安装时间。
通过使铯收集器能够被移除和更换，装载的铯收集器不再储存在设备内邻近反应堆的适当位置。装载的铯收集器可被输送到设备外设施以用于储存和/或准备处置。因此，可减少邻近反应堆的屏蔽隔室的数量，从而扩大反应堆周围的设备空间。此外，通过远程到达装载的铯收集器和直接到达新铯收集器，可减少移除和更换时间，从而能够在反应堆继续运行的同时并且在短时间内执行铯收集器的更换。另外，高放射性的铯收集器在减少了对执行更换的人员的暴露的情况下更换。因此，设备人员和设备运行的风险降低并且可以提高反应堆总效率和可行性。
图2是示例性铯收集器组件200的示意图且图3是沿剖面线3-3截取的铯收集器组件200的俯视图。一并参照图2和3，铯收集器组件200包括配置在构造成将放射性材料容纳于其中的单独的屏蔽隔室206的内部腔室204内的可移除的铯收集器202。隔室206可经由在图2中用虚线示出的可移除的罩盖208覆盖。
在该例子中，铯收集器202包括至少部分地由如以下更详细地说明的冷却壳套212包围的本体210。铯收集器202与形成钠处理回路140(在图1中示出)的至少一部分的钠管路214流体连通地联接，使得钠流216可被引导通过本体210。钠流216可包含但不限于钠、铯和氩。例如，入口钠管路218在铯收集器202的顶部220从本体210延伸，并且出口钠管路222也在顶部220从本体210延伸。另外，铯收集器202与固定冷却管路224流体连通地联接，使得冷却剂流226可被引导通过冷却壳套212。入口冷却管路228贴近铯收集器202的底部230从冷却壳套212延伸并且包括自由端232。自由端232构造成与固定的冷却管路224可释放地流体连通联接。在一个例子中，自由端232具有扩大的直径，使得自由端232可以可滑动地接合在固定的冷却管路224的上方和周围。在替代例子中，入口冷却管路228可经由使得铯收集器202能如本文中所述起作用的任何其它连接与固定的冷却管路224可释放地联接。出口冷却管路234也从冷却壳套212延伸，使得冷却剂流226可排出到内部腔室204内。
铯收集器202在内部腔室204内与隔室206联接。基部236与底部230联接并且包括限定在其中的至少一个开口238。开口238对应于并且构造成与从隔室206的地板242延伸的定位销240可滑动地接合。定位销240包括弹头状鼻部244或其它锥形末端以有利于开口238的定位和与开口238的接合。另外，定位销240减少了铯收集器202在地震事件期间的过度向下移动。在该例子中，基部236确定尺寸为大于铯收集器202以增加隔室206内的稳定性。铯收集器202还经由构造成支承诸如地震负荷的横向和竖向负荷的支承锚246联接在内部腔室204内。横向支承锚246包括与隔室的壁250联接并自其延伸的隔室锚248和与冷却壳套212联接并自其延伸的收集器锚252。隔室锚248经由连接部件254与收集器锚252可释放地联接并且联接在其顶部上。连接部件254是位于隔室锚248上的卡合式外紧固件，其具有弹头状入口以允许远程旋转装置用于从位于收集器锚252上的相应内卡合螺母拧松它。在替代例子中，连接部件254可以是销、螺栓或使得横向支承锚246能够如本文中所述起作用的任何其它连接部件。
铯收集器202经由从隔室206延伸的电力附件256和仪器控制附件258与控制系统如控制系统142通信联接。电力附件256和仪器控制附件258经由配置在顶部220的至少一个接收器260插入铯收集器202中。另外，铯收集器202包括从顶部220延伸的至少一个提升孔眼262，例如两个或四个以备用。在一个例子中，提升孔眼262焊接至本体210，而在另一些例子中，提升孔眼262与本体210一体地形成。提升孔眼262可构造成一旦被提升便有利于铯收集器202的旋转。
有利于更换隔室206内的铯收集器202的可移动的移除吊桶264位于隔室206的上方。移除吊桶264限定构造成将放射性材料容纳于其中的内部腔室266。另外，底阀268位于隔室206上方，其可在移除罩盖208之后关闭。移除吊桶264包括与铯收集器202可释放地联接并且有利于从隔室206移除铯收集器202的远程提升工具270。例如，提升工具270包括臂272，板274与该臂连接。板274包括自其延伸的至少一个钩部276。钩部276可大致呈“J”形并且对应于配置在铯收集器202上的提升孔眼262。在替代例子中，提升工具270具有能够如本文中所述起作用的任何其它构型。
在内部腔室266内，移除吊桶264还包括有利于如以下进一步所述的压接和切断钠管路214的远程钠管路工具278、有利于脱开如以下进一步描述的横向支承锚的远程锚工具280和有利于拔出如以下进一步描述的电力附件256和仪器控制附件258的远程附接工具282。在该例子中，各工具270、278、280和272与控制系统如控制系统142操作性地联接以进行远程操作。另外，设置了一个或多个摄像机(未示出)以辅助远程操作。在替代例子中，移除吊桶264可包括结合工具270、278、280和282的全部功能以使得移除吊桶264可如本文中所述起作用的单个工具。
在操作中，钠冷却剂106循环通过如上文参考图1所述的反应堆100。随着钠冷却剂106被引导通过反应堆芯体102，可裂变燃料向钠冷却剂106传热，此外，挥发性裂变产物如铯进入钠冷却剂106。钠冷却剂106的一部分216被引导通过钠处理回路140，包括入口钠管路218和出口222以及铯收集器202，以部分除去容纳于其中的挥发性裂变产物并且降低任何不利的辐射影响。随着钠流216被引导通过铯收集器202，容纳于其中的铯被吸收并且在被引导回到反应堆100中之前从钠流216被滤除。以下将更详细地说明铯收集器202的操作。
在一些已知的反应堆中，铯收集器被固定在屏蔽隔室内，并且因此，一旦收集器装载有提取的铯，整个铯收集器和提取的放射性铯便被储存就位。然而，这些反应堆的长期运行可能产生一定数量的装载有放射性铯的铯收集器，其中一定数量的放射性的屏蔽隔室紧邻反应堆芯体定位。相比之下，上述铯收集器组件200有利于装载有放射性铯的铯收集器202的移除和更换。因此，铯收集器202和其中的放射性铯可被现场和/或在远程设施转移到更适当的长期储存地点。另外，包围反应堆芯体的一些反应堆区域可用于其它反应堆系统和工艺。
一旦铯收集器202包含一定量的铯，钠流216便被再引导离开铯收集器202并且允许钠管路214和铯收集器202内的残留钠冻结。例如，钠流216在208华氏度下冻结，使得关闭回路(未示出)的电加热器(未示出)和停止钠流216的流动有利于钠收集器202的随时冻结。在替代例子中，冷却气体可循环通过冷却壳套212以增加冻结时间。为了从屏蔽隔室206移除铯收集器202，将底阀268安装在隔室206上并且将罩盖208从隔室206移除并移动到现场的临时储存地点。底阀268可关闭以使得一旦罩盖208被移除便将反应堆人员与来自铯收集器202的高辐射(伽马射线)隔离。移除吊桶264与底阀268配合并且底阀268打开以提供通向隔室206的内部腔室204内的通道，同时维持其密闭。例如，底阀268、罩盖208和移除吊桶264全都可经由起重机(未示出)位于反应堆100内并且可远程操作。在替换例子中，底阀268、罩盖208和移除吊桶264可经由使得铯收集器202能够如本文中所述被移除并更换的任何其它系统移动。
当移除吊桶264与底阀268配合时，铯收集器202可远程地与屏蔽隔室206分离。为了分离铯收集器202，移除钠管路214、横向支承锚246以及延伸到铯收集器202的电力附件256和控制附件258。例如，钠管路工具278被远程地操作以延伸入内部腔室204中并且将铯收集器202与钠处理回路140分离。钠管路工具278压接从铯收集器202延伸的入口和出口钠管路218和222两者并且切断压接部分284附近的钠管路218和222。因此，每条钠管路218和222现在包括两个部分，即保持从铯收集器202延伸的第一部分286和保持作为钠处理回路140的一部分的第二部分288。锚工具280被远程地操作以延伸入内部腔室204中并且分离在铯收集器202与隔室206之间延伸的横向支承锚246。锚工具280移除连接部件254，例如销或螺栓，使得收集器锚252与隔室锚248分离。附接工具282被远程地操作以延伸入内部腔室204中并且将电力附件256和仪器控制附件258从铯收集器202断开。附接工具282从相关的接收器260拔出附件256和258。通过远程地分离铯收集器202，对放射性的隔室206的直接接近减少。另外，通过将钠管路214、横向支承锚246以及附件256和258定位成贴近顶部部分220，远程接近的容易性增加，从而减少了更换时间。
为了从屏蔽隔室206移除铯收集器202，提升工具270延伸入内部腔室204中并且与铯收集器202可释放地联接。例如，提升工具270旋转并且将提升钩部276提升到对应的提升孔眼262中以使得铯收集器202可移动。提升工具270竖直地提升铯收集器202离开隔室206并进入移除吊桶264中以使得基部236与定位销240可滑动地分离。随着提升工具270竖直地提升铯收集器202，入口冷却管路228也随着自由端232自动可滑动地脱离固定的冷却管路224而与固定的冷却管路224分离。在替代例子中，入口冷却管路228可被切断以分离铯收集器202，类似于针对钠管路214的流程。另外，收集器锚252定位在隔室锚248上方以使得铯收集器202可被竖直地提升。一旦铯收集器202位于移除吊桶264内，其中包含铯的铯收集器202和移除吊桶264便可移动到现场或远处的另一地点，以进行进一步处理和/或长期储存。另外，一旦放射性铯被除去，隔室206便可直接接近以安装新铯收集器202。
在隔室206的内部腔室204空置的情况下，可利用通常的人员和桥式起重机上的装配方法将新的更换铯收集器如与被移除但其中不具有任何铯的铯收集器202插入屏蔽隔室206中。更换铯收集器202经由对应的钩部276和提升孔眼262可释放地联接到提升工具，例如提升工具270，以使得更换铯收集器202可被放置入隔室206的内部腔室204中。在替代例子中，更换铯收集器202与不同提升工具如反应堆100内的起重机联接。随着更换铯收集器202下降到隔室206内，基部236同时与定位销240对齐以将更换铯收集器202沿地板242定位。通过对齐定位销240，入口冷却管路228的自由端232可自动与固定的冷却管路224可滑动地接合。
一旦更换铯收集器202被放置于隔室206内，便将更换铯收集器202附接至屏蔽隔室206。该附接可利用直接接近隔室来执行，因为其中不存在放射性铯。为了附接更换铯收集器202，钠管路214、横向支承锚246以及电力附件256和控制附件258延伸到铯收集器202。例如，更换铯收集器202联接到钠处理回路140。从铯收集器202延伸的钠管路214的第一部分286对齐并焊接至从钠处理回路延伸出的钠管路的第二部分288，从而形成入口钠管路218和出口钠管路222。隔室锚248经由连接部件254如销或螺栓联接到收集器锚252，从而形成横向支承锚246。电力附件256和仪器控制附件258经由插入与对应的接收器260连接。一旦更换铯收集器202附接至屏蔽隔室206、钠处理回路140以及其它管道和电连接件，便更换罩盖208，并且更换铯收集器202可开始接收钠流216并且有利于如以下进一步说明的从钠流216过滤和提取铯。
图4是包括由冷却壳套304部分地包围的本体302的示例性铯收集器300，其类似于上述铯收集器。本体302包括入口管路306和出口管路308以使得钠流310被引导通过其中。在本体302内，铯收集器300包括活性物质312的塔。例如，活性物质是吸收铯并从钠流310除去铯的网状玻璃态碳(RVC)。本体302还包括过滤可能变成夹带在钠流310内的RVC例子的过滤器314。另外，冷却壳套304包括入口管路316和出口管路318以使得冷却剂流320被引导通过其中。例如，冷却剂320是降低铯收集器300的工作温度的氮。
在替代例子中，入口管路306和/或出口管路308可延伸入铯收集器300中以使得其中的钠的液面降低以准备处置。在又一些替换例子中，铯收集器300可包括罩帽式管路(未示出)，该罩帽式管路有利于排出其中的钠以建造热隔室准备设施和插入诸如铅的材料以降低钠的化学反应性而准备处置。
在铯收集器300的例子中，防止RVC离开收集器的过滤器314具有从40至160μm的平均孔径。特别地，可以想到具有从40、50、60、70、80或甚至90μm中的任一者的下限到100、110、120、130、140、150或甚至160μm中的任一者的上限的平均孔径的过滤器314。通过测试，上述平均孔径的范围被确定为更有效地维持了充分过滤器和将从铯收集器300通过的预期的钠和夹带的氩流的生产量。过滤器314的在25以下的平均孔径已被确定为在要从铯收集器300通过的钠中夹带了大量氩时降低生产量。这限制了反应堆100的电力输出。过滤器314可以是任何合适的过滤介质。在一个例子中，过滤器314是烧结金属过滤器。烧结金属过滤器可以主要由不锈钢、镍、HT-9和钛中的一者或多者制成，但一些金属也是可以的。或者，可使用具有如上所述的平均孔径的其它过滤器类型和过滤器介质。
图5是示出更换铯收集器的方法400的流程图。方法400包括冻结402其中至少部分地包含铯的第一铯收集器。将第一铯收集器与屏蔽隔室分离404并且然后从屏蔽隔室移除406。第二铯收集器插入408屏蔽隔室中并且然后附接410至屏蔽隔室。
分离404第一铯收集器包括移除横向支承锚、钠管路以及延伸到第一铯收集器的电力和电气连接件。例如，第一铯收集器可远程地与横向支承锚分离414。因此，连接部件可在隔室锚与收集器锚之间被移除414。第一铯收集器可远程地与钠处理回路分离416。因此，钠管路被压接418并切断420。第一铯收集器也可以远程地与电力和仪器控制附件断开422。因此，电力和仪器控制附件从对应的接收器被拔下424。
移除406第一铯收集器包括将第一铯收集器与提升工具可释放地联接426。例如，提升工具可包括旋转并提升428到铯收集器的相应提升孔眼内的钩部。第一铯收集器然后由提升工具从屏蔽隔室提升出来430。提升操作也可以同时将冷却管路入口与固定的冷却管路分离432。
插入408第二铯收集器包括例如经由从提升工具延伸的钩部和铯收集器的相应提升孔眼将第二铯收集器与提升工具联接434。然后通过提升工具将第二铯收集器放置436入屏蔽隔室中，并且同时将第二铯收集器的基部与从屏蔽隔室的地板延伸的至少一个定位销对齐438。
分离410第二铯收集器包括将横向支承锚、钠管路以及延伸到第二铯收集器的电力和电气连接件重新联接。例如，隔室锚可与收集器锚联接440，从而在隔室内形成横向支承锚。第二铯收集器的第一钠管路可焊接442至钠处理回路的第二钠管路，从而形成第二铯收集器的钠管路。另外，电力和仪器控制附件可连接444到相应的接收器中。

Claims (11)

1.一种铯收集器，其特征在于，包括：
具有顶部的本体，所述本体包围构造成从钠流除去铯的过滤器和活性物质；
大致配置在所述本体周围的冷却壳套；和
从所述顶部延伸的至少一条第一钠管路，其中所述至少一条第一钠管路构造成与钠处理回路的相应的至少一条第二钠管路流体连通地联接。
2.根据权利要求1所述的铯收集器，其特征在于，还包括从所述冷却壳套延伸出的至少一个收集器锚，其中所述收集器锚能与从屏蔽隔室延伸出的至少一个相应的隔室锚可释放地联接以便形成至少一个横向支承锚。
3.根据权利要求1所述的铯收集器，其特征在于，还包括设置在所述顶部上的至少一个提升孔眼，所述至少一个提升孔眼构造成接纳用于将所述铯收集器放置入屏蔽隔室中和从该屏蔽隔室移除所述铯收集器的提升工具。
4.根据权利要求1所述的铯收集器，其特征在于，还包括从所述冷却壳套的底部延伸的入口冷却管路，其中所述入口冷却管路具有自由端，该自由端能与屏蔽隔室内的相应固定冷却管路流体连通地联接。
5.根据权利要求1所述的铯收集器，其特征在于，还包括设置在所述顶部上的至少一个接收器，其中电力附件和仪器控制附件构造成可释放地插入所述至少一个接收器中。
6.根据权利要求1所述的铯收集器，其特征在于，还包括联接到所述本体的底部的基部，其中在所述基部内限定了至少一个开口以使得所述基部能经由至少一个相应的定位销定位在屏蔽隔室的底部内。
7.一种铯收集器，其特征在于，包括：
具有顶部的本体，所述本体包围构造成从包含铯和氩的钠流除去铯的过滤器和活性物质；和
从所述顶部延伸的至少一条第一钠管路，其中所述至少一条第一钠管路构造成与钠处理回路的相应的至少一条第二钠管路流体连通地联接；
其中，所述过滤器定位成在允许所述钠和氩通过的同时防止所述活性物质离开所述铯收集器并且所述过滤器具有从40μm至160μm的平均孔径。
8.根据权利要求7所述的铯收集器，其特征在于，所述过滤器的平均孔径的下限选自40μm、50μm、60μm、70μm、80μm和90μm。
9.根据权利要求7或8所述的铯收集器，其特征在于，所述过滤器的平均孔径的上限选自100μm、110μm、120μm、130μm、140μm、150μm和160μm。
10.根据权利要求7或8所述的铯收集器，其特征在于，所述过滤器是烧结金属过滤器。
11.根据权利要求10所述的铯收集器，其特征在于，所述烧结金属过滤器是由不锈钢、镍、HT-9和钛中的一者或多者烧结而成的。
CN201720696684.2U 2017-03-29 2017-06-15 铯收集器 Active CN207038182U (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US201762478419P 2017-03-29 2017-03-29
US62/478419 2017-03-29

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN207038182U true CN207038182U (zh) 2018-02-23

Family

ID=61468155

Family Applications (2)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201720696684.2U Active CN207038182U (zh) 2017-03-29 2017-06-15 铯收集器
CN201880019493.XA Pending CN110431638A (zh) 2017-03-29 2018-03-29 更换铯阱的方法及其铯阱组件

Family Applications After (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201880019493.XA Pending CN110431638A (zh) 2017-03-29 2018-03-29 更换铯阱的方法及其铯阱组件

Country Status (8)

Country Link
US (2) US11152127B2 (zh)
EP (1) EP3602574B1 (zh)
JP (2) JP7123966B2 (zh)
KR (2) KR102558295B1 (zh)
CN (2) CN207038182U (zh)
CA (1) CA3056800A1 (zh)
RU (1) RU2763773C2 (zh)
WO (1) WO2018183725A1 (zh)

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2017172298A2 (en) 2016-03-08 2017-10-05 Terrapower, Llc Fission product getter
CA3016932C (en) 2016-05-20 2024-04-09 Terrapower, Llc Sodium-cesium vapor trap system and method
CN207038182U (zh) * 2017-03-29 2018-02-23 泰拉能源有限责任公司 铯收集器
US11626213B2 (en) 2019-08-23 2023-04-11 Terrapower, Llc Sodium vaporizer and methods
CN111192701B (zh) * 2020-01-09 2021-11-02 中国原子能科学研究院 一种一体化入口接管

Family Cites Families (102)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2745552A (en) * 1953-09-02 1956-05-15 Warren H Bruggeman Filter with fractional crystallization means
GB949117A (en) * 1961-12-20 1964-02-12 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactors
US4040903A (en) 1964-07-21 1977-08-09 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Thermionic energy converters
GB1141083A (en) 1965-06-28 1969-01-22 North American Aviation Inc Method of converting thermal energy directly to electrical energy
GB1285088A (en) * 1969-12-18 1972-08-09 Atomic Energy Authority Uk Cold traps for liquid metal
US3618770A (en) * 1970-02-04 1971-11-09 Atomic Energy Commission Cold trap
JPS5015204B1 (zh) * 1970-05-29 1975-06-03
NL172604C (nl) 1970-07-23 1983-09-16 Interatom Inrichting voor het continu afscheiden van metaaldampen of metaalaerosolen in vloeibare vorm uit gassen, in het bijzonder van natriumdamp of -druppeltjes uit het schutgas van een natriumgekoelde kernenergie-installatie.
US4010068A (en) * 1972-09-28 1977-03-01 Westinghouse Electric Corporation Removal of radioactive contamination from a nuclear reactor coolant
US3993453A (en) 1973-05-09 1976-11-23 General Electric Company Getter for nuclear fuel elements
US4117396A (en) 1974-01-21 1978-09-26 Westinghouse Electric Corp. Sensor for thermally ionizable particles and/or vapors
JPS5551396B2 (zh) 1974-03-25 1980-12-24
JPS51107212A (zh) 1975-03-19 1976-09-22 Tokyo Shibaura Electric Co
US4119488A (en) 1975-04-10 1978-10-10 S.A.E.S. Getters S.P.A. Nuclear reactor fuel element employing Zr2 Ni as a getter metal
JPS5814494B2 (ja) * 1975-05-30 1983-03-19 三菱重工業株式会社 エキタイチユウノイブツホシユウソウチ
US3979498A (en) * 1975-08-06 1976-09-07 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Recovery of cesium and palladium from nuclear reactor fuel processing waste
US4047101A (en) 1976-01-08 1977-09-06 Westinghouse Electric Corporation Filament for alkali metal ionization detector
US4095171A (en) 1976-04-07 1978-06-13 Westinghouse Electric Corp. Alkali metal ionization detector
US4047040A (en) 1976-05-06 1977-09-06 General Electric Company Gridded ionization chamber
JPS52138412A (en) * 1976-05-15 1977-11-18 Doryokuro Kakunenryo Vapour trap for liquid metal
US4131511A (en) 1977-02-04 1978-12-26 Combustion Engineering, Inc. Nuclear fuel element
US4121458A (en) 1977-02-24 1978-10-24 Westinghouse Electric Corp. Reliable dynamoelectric machine condition monitor
NL7802116A (nl) 1977-03-14 1978-09-18 Getters Spa Alkalimetaaldampgenerator.
SU693868A1 (ru) 1977-08-01 1984-08-07 Институт Физики Ан Латвсср Способ непрерывной очистки жидкометаллического расплава в контуре циркул ции
DE2746159A1 (de) 1977-10-14 1979-04-19 Interatom Kernenergieanlage mit einrichtung zur kuehlmittelreinigung
US4257847A (en) 1978-10-06 1981-03-24 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Nuclear breeder reactor fuel element with axial tandem stacking and getter
DE2941142A1 (de) 1978-10-11 1980-08-28 Hitachi Ltd Natrium-ionisationsdetektor
US4325029A (en) 1979-09-10 1982-04-13 Westinghouse Electric Corp. Alkali ionization detector
DE3144974C2 (de) * 1981-11-12 1986-01-09 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur Abtrennung von Aktinoidenionen aus wäßrigen, basischen, carbonathaltigen Lösungen
CA1202787A (en) * 1982-01-19 1986-04-08 John Z. Grens Apparatus and method for reprocessing and separating spent nuclear fuels
JPS59190694A (ja) * 1983-04-13 1984-10-29 株式会社日立製作所 放射性セシウムトラツプ
US4853177A (en) 1983-05-06 1989-08-01 The Babcock & Wilcox Company Void plug for annular fuel pellets
US4587083A (en) * 1983-08-10 1986-05-06 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method for removing cesium from a nuclear reactor coolant
FR2550681B1 (fr) 1983-08-12 1985-12-06 Centre Nat Rech Scient Source d'ions a au moins deux chambres d'ionisation, en particulier pour la formation de faisceaux d'ions chimiquement reactifs
JPS6043447A (ja) 1983-08-17 1985-03-08 Hitachi Ltd 液体金属精製装置
FR2557806B1 (fr) * 1984-01-05 1986-04-25 Electricite De France Piege froid pour epuration de sodium liquide contenant des impuretes
US4578242A (en) 1984-07-03 1986-03-25 General Motors Corporation Metallothermic reduction of rare earth oxides
JPS61228382A (ja) 1985-04-03 1986-10-11 日本核燃料開発株式会社 核燃料要素
US4710343A (en) 1985-11-27 1987-12-01 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Nuclear breeder reactor fuel element with silicon carbide getter
US4719355A (en) 1986-04-10 1988-01-12 Texas Instruments Incorporated Ion source for an ion implanter
FR2603497B1 (fr) * 1986-09-10 1991-10-04 Commissariat Energie Atomique Piege froid de purification des metaux liquides contenant des impuretes dissoutes
JPH0823598B2 (ja) * 1987-11-09 1996-03-06 株式会社日立製作所 放射性物質除去装置
FR2624032B1 (fr) * 1987-12-03 1991-05-10 Commissariat Energie Atomique Piege froid pour la purification d'un metal liquide comportant des zones de piegeage separees
US4845364A (en) 1988-02-29 1989-07-04 Battelle Memorial Institute Coaxial reentrant ion source for surface mass spectroscopy
JPH01232298A (ja) * 1988-03-11 1989-09-18 Hitachi Ltd 精製装置
US5030411A (en) * 1988-11-14 1991-07-09 Westinghouse Electric Corp. Removal of impurities from coolant of a nuclear reactor
DE3908265A1 (de) 1989-03-14 1990-09-20 Leybold Ag Chargiervorrichtung fuer schmelzanlagen
SU1739782A1 (ru) * 1989-09-25 1994-01-15 В.С. Наумов Способ регенерации холодной ловушки
JP2863939B2 (ja) 1990-01-08 1999-03-03 株式会社日立製作所 トリチウムの透過低減装置
JPH0469592A (ja) 1990-07-09 1992-03-04 Chugoku Electric Power Co Inc:The 核燃料要素
JPH04122897A (ja) 1990-09-14 1992-04-23 Hitachi Ltd 不純物除去装置
JP2995582B2 (ja) 1990-11-29 1999-12-27 セイコーインスツルメンツ株式会社 液体金属イオン源
JPH04286996A (ja) 1991-03-15 1992-10-12 Hitachi Ltd 不純物除去装置
EP0508715A1 (en) 1991-04-09 1992-10-14 General Electric Company Getter containing nuclear fuel element
US6084147A (en) * 1995-03-17 2000-07-04 Studsvik, Inc. Pyrolytic decomposition of organic wastes
US5820681A (en) 1995-05-03 1998-10-13 Chorus Corporation Unibody crucible and effusion cell employing such a crucible
FR2742257B1 (fr) * 1995-12-12 1998-01-30 Comurhex Procede de valorisation, sous forme d'acide nitrique, des ions nitrates contenus dans les effluents de l'industrie nucleaire
JP3031858B2 (ja) 1996-03-13 2000-04-10 核燃料サイクル開発機構 Ｎａ中の不純物分析装置及びこれを用いたＮａ中の不純物分析方法
US6030458A (en) 1997-02-14 2000-02-29 Chorus Corporation Phosphorus effusion source
RU2123732C1 (ru) * 1997-05-05 1998-12-20 Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов Способ переработки натриевого теплоносителя ядерного реактора
US6117208A (en) 1998-04-23 2000-09-12 Sharma; Ram A. Molten salt process for producing titanium or zirconium powder
US6069362A (en) 1998-05-14 2000-05-30 The University Of Akron Multi-density and multi-atomic number detector media for applications
RU2138867C1 (ru) * 1998-07-07 1999-09-27 Государственный научный центр РФ "Научно-исследовательский институт атомных реакторов" Способ отмывки оборудования от натрия
US6602919B1 (en) 1999-09-17 2003-08-05 Ut-Battelle Llc Method for preparing hydrous zirconium oxide gels and spherules
JP2001272493A (ja) * 2000-03-28 2001-10-05 Tokyo Inst Of Technol 鉛系金属循環装置
US6840085B1 (en) 2001-09-18 2005-01-11 Robert J. Kolaja Photoionization detector with multiple ionization cells
KR20030059708A (ko) 2002-01-04 2003-07-10 필터레이 화이버 옵틱스 인코퍼레이티드 세슘 공급 장치 및 방법
KR20030085198A (ko) 2002-04-29 2003-11-05 필터레이 화이버 옵틱스 인코퍼레이티드 세슘 공급장치 및 방법
US8123862B2 (en) 2003-08-15 2012-02-28 Semiconductor Energy Laboratory Co., Ltd. Deposition apparatus and manufacturing apparatus
RU2269171C1 (ru) * 2004-07-15 2006-01-27 Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Научно-исследовательский институт атомных реакторов" Способ регенерации холодных ловушек примесей натриевого теплоносителя
ITMI20041736A1 (it) 2004-09-10 2004-12-10 Getters Spa Miscele per l'evaporazione del litio e dispensatori di litio
ITMI20042279A1 (it) 2004-11-24 2005-02-24 Getters Spa Sistema dispensatore di metalli alcalini in grado di dispensare quantita' elevate di metalli
FI118803B (fi) 2005-04-22 2008-03-31 Beneq Oy Lähde, järjestely lähteen asentamiseksi sekä menetelmä lähteen asentamiseksi ja poistamiseksi
CN101356296B (zh) 2006-05-19 2011-03-30 株式会社爱发科 有机蒸镀材料用蒸镀装置、有机薄膜的制造方法
CN101168128A (zh) 2006-10-25 2008-04-30 刘芬 复合金属氧化物催化剂及其制备方法和用途
RU2328783C1 (ru) 2006-12-18 2008-07-10 Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч" Микротвэл ядерного реактора
JP5376764B2 (ja) 2007-03-19 2013-12-25 フタムラ化学株式会社 吸油性連通多孔質構造体
US8097164B2 (en) * 2007-11-08 2012-01-17 Electric Power Research Institute, Inc. Process for preparing magnetic particles for selectively removing contaminants from solution
WO2009119050A1 (ja) 2008-03-25 2009-10-01 国立大学法人大阪大学 放電イオン化電流検出器
CN101315815B (zh) * 2008-04-28 2011-06-08 吕应中 快速增殖与转化核燃料的方法与装置
FR2933227B1 (fr) * 2008-06-25 2010-07-30 Commissariat Energie Atomique Procede de traitement d'une structure contenant du sodium et une matiere radioactive
KR101288610B1 (ko) 2008-07-24 2013-07-22 주식회사 만도 차량용 게이트웨이 전자제어장치 및 그의 주행정보기록방법
JP5551396B2 (ja) 2009-08-31 2014-07-16 東レエンジニアリング株式会社 検査用プローブおよび検査用プローブの製造方法
US8457271B2 (en) * 2009-10-30 2013-06-04 Babcock & Wilcox Canada Ltd. Radioactive debris trap
CN101783190A (zh) * 2010-03-09 2010-07-21 中国原子能科学研究院 钠冷快堆换料用旋转定位装置
US8502158B1 (en) 2010-04-07 2013-08-06 Polimaster IP Solutions LLC Distributed system for radiation detection utilizing multiple clustered detectors
JP2012032250A (ja) 2010-07-30 2012-02-16 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 高速増殖炉カバーガス系のナトリウム凝縮型除去装置
US20130010915A1 (en) 2011-07-08 2013-01-10 Battelle Energy Alliance, Llc Reactor fuel elements and related methods
CN202519317U (zh) * 2012-04-11 2012-11-07 内蒙古工业大学 一种从钠渣中连续回收金属钠的装置
FR2992976B1 (fr) 2012-07-04 2014-07-18 Riber Dispositif d'evaporation pour appareil de depot sous vide et appareil de depot sous vide comprenant un tel dispositif d'evaporation
JP6041433B2 (ja) 2012-10-30 2016-12-07 有冨 正憲 汚染物質処理装置
US9178103B2 (en) 2013-08-09 2015-11-03 Tsmc Solar Ltd. Apparatus and method for forming chalcogenide semiconductor absorber materials with sodium impurities
JP6101669B2 (ja) 2013-12-16 2017-03-22 株式会社日本自動車部品総合研究所 ガスセンサ
US9302226B2 (en) 2014-05-05 2016-04-05 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Salt filtration system and method of removing a radioactive material from a gas using the same
US9341596B1 (en) 2014-12-22 2016-05-17 International Business Machines Corporation Annular gas ionization delta E-E detector
US10184168B2 (en) 2015-01-20 2019-01-22 Kennametal Inc. IMC evaporator boat-thermal insulation cartridge assembly
KR101585933B1 (ko) * 2015-08-13 2016-01-18 한국지질자원연구원 다종 이온 회수 시스템
JP6043447B1 (ja) 2016-02-10 2016-12-14 ニューロング株式会社 把手紐保留装置
WO2017172298A2 (en) 2016-03-08 2017-10-05 Terrapower, Llc Fission product getter
US9921184B2 (en) 2016-05-20 2018-03-20 Terrapower, Llc Sodium-cesium ionization detector
CA3016932C (en) 2016-05-20 2024-04-09 Terrapower, Llc Sodium-cesium vapor trap system and method
CN207038182U (zh) * 2017-03-29 2018-02-23 泰拉能源有限责任公司 铯收集器

Also Published As

Publication number Publication date
EP3602574B1 (en) 2021-07-21
KR102558295B1 (ko) 2023-07-20
CA3056800A1 (en) 2018-10-04
JP7430225B2 (ja) 2024-02-09
KR20230113830A (ko) 2023-08-01
RU2763773C2 (ru) 2022-01-11
JP7123966B2 (ja) 2022-08-23
KR20190139870A (ko) 2019-12-18
JP2020512562A (ja) 2020-04-23
KR102623264B1 (ko) 2024-01-09
US20200105428A1 (en) 2020-04-02
RU2019132252A (ru) 2021-04-29
CN110431638A (zh) 2019-11-08
US20220005621A1 (en) 2022-01-06
EP3602574A1 (en) 2020-02-05
WO2018183725A1 (en) 2018-10-04
US11842819B2 (en) 2023-12-12
RU2019132252A3 (zh) 2021-07-16
JP2022145908A (ja) 2022-10-04
US11152127B2 (en) 2021-10-19

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN207038182U (zh) 铯收集器
KR101889580B1 (ko) 자급식 비상 사용후 핵연료 저장조 냉각 시스템
US10847270B2 (en) Pressure-tube reactor with pressurized moderator
US9406409B2 (en) Managing nuclear reactor spent fuel rods
CN108885909A (zh) 模块间燃料倒换
JPH0216496A (ja) 停止冷却系熱交換器付き隔離復水器
CN207038183U (zh) 反应堆系统
US20230114117A1 (en) Molten salt fast reactor
Gaudet et al. Conceptual plant layout of the Canadian generation IV supercritical water-cooled reactor
CN207337943U (zh) 用于芯体组件的压紧装置
CN206558223U (zh) 导管壳体
CN105122377B (zh) 限制乏燃料池补给水的安全壳内乏燃料储存器
US20240120118A1 (en) Core assembly sodium flow control system
CN207038191U (zh) 芯体组件入口管嘴
CN206363770U (zh) 一种双池设计的乏燃料水池
Alexander et al. Conceptual Design of a Power Reactor
CN115312212A (zh) 一种卧式临界装置及紧急停堆保护系统
Heo et al. Preliminary design of optimized reactor insulator for severe accident mitigation of APR1400
Costes Starting Fast Reactors Again

Legal Events

Date Code Title Description
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant