DK2815404T3 - Integreret saltsmeltereaktor - Google Patents

Integreret saltsmeltereaktor Download PDF

Info

Publication number
DK2815404T3
DK2815404T3 DK13746701.5T DK13746701T DK2815404T3 DK 2815404 T3 DK2815404 T3 DK 2815404T3 DK 13746701 T DK13746701 T DK 13746701T DK 2815404 T3 DK2815404 T3 DK 2815404T3
Authority
DK
Denmark
Prior art keywords
heat exchanger
msr
container
salt
core
Prior art date
Application number
DK13746701.5T
Other languages
English (en)
Inventor
David Leblanc
Original Assignee
Terrestrial Energy Inc
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 Terrestrial Energy Inc filed Critical Terrestrial Energy Inc
Application granted granted Critical
Publication of DK2815404T3 publication Critical patent/DK2815404T3/da

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/02Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/03Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/32Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
    • G21C1/322Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core wherein the heat exchanger is disposed above the core
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/002Detection of leaks
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/44Fluid or fluent reactor fuel
    • G21C3/54Fused salt, oxide or hydroxide compositions
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02Details
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/12Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by composition, e.g. the moderator containing additional substances which ensure improved heat resistance of the moderator
    • G21C5/126Carbonic moderators
    • 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
    • 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 Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Compounds Of Alkaline-Earth Elements, Aluminum Or Rare-Earth Metals (AREA)
  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
  • Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)

Claims (9)

1. Fremgangsmåde til drift af et kernekraftværk, hvilket kernekraftværk omfatter en smeltet saltreaktor (MSR) til produktion af varme, et varmevekslersystem og et slutanvendelsessystem, idet varmevekslersystemet skal modtage varme, der er produceret af MSR’en, og tilvejebringe den modtagne varme til slutanvendelsessystemet, hvilken fremgangsmåde omfatter følgende trin: drift (1000) af MSR’en, idet MSR'en omfatter en beholder, en grafitmoderator-kerne, som er anbragt i beholderen, og et smeltet salt, der cirkulerer i det mindste i beholderen, hvor varmevekslersystemet har en indvendig del, som er placeret inde i beholderen, og en udvendig del, som er placeret uden for beholderen, hvor den indvendige del har en flerhed af varmevekslere, hvor hver varmeveksler har en indløbsledning og en udløbsledning, idet hver indløbsledning og hver udløbsledning strækker sig fra hver respektive varmeveksler gennem beholderen mod den udvendige del af varmevekslersystemet og forbinder hver respektive varmeveksler til varmevekslersystemets udvendige del, hvor beholderen er forseglet for permanent at integrere grafitkernen i beholderen; nedlukning (1002) af MSR’en efter en forudbestemt varighed af driften for at opnå en nedlukket MSR; afbrydelse (1004) af enhver operationel forbindelse mellem indløbsledningerne og udløbsledningerne i den nedlukkede MSR og den udvendige del af varmevekslersystemet for at opnå en afbrudt, nedlukket MSR; isolering (1006) af den afbrudte, nedlukkede MSR; og operativ forbindelse af en erstatnings-MSR (1008) til den udvendige del af varmevekslersystemet, som er placeret uden for beholderen i erstatnings-MSR’en.
2. Fremgangsmåde ifølge krav 1, hvor MSR'en før nedlukning af MSR'en drives til at tilvejebringe en topkernekraftdensitet på mindst 20 MWtermai/m3.
3. Fremgangsmåde ifølge krav 1, hvor der før isolering af den afbrudte, nedlukkede MSR er et trin for at efterlade den afbrudte, nedlukkede MSR på plads for at tillade den afbrudte, nedlukkede MSR at afkøle ved radioaktivt henfald af radioaktive elementer, der er til stede i den afbrudte, nedlukkede MSR.
4. Fremgangsmåde ifølge krav 1, hvorgrafitmoderatorkernen haren skadeoperationsvarighed, ud over hvilken grafitmoderatorkernen bliver beskadiget, idet den forudbestemte varighed af operationen er kortere end kerneskadeoperationens varighed.
5. Fremgangsmåde ifølge krav 1, hvor: brændselssaltet er et smeltet brændselssalt; kernekraftværket endvidere omfatter radioaktivitetsdetektorer og nedlukningsmekanismer, grafitmoderatorkernen definerer ét eller mere end ét gennemgående hul, varmevekslersystemet omfatter: en varmevekslerenhed placeret i beholderen, hvor varmevekslerenheden har flerheden af varmevekslere anbragt deri, idet hver varmeveksler har et kølesalt, der cirkulerer deri, hvor varmevekslerenheden er i væskeforbindelse med det ene eller det mere end ét gennemgående hul i grafitmoderatorkernen, og MSR’en endvidere omfatter: et pumpesystem til at pumpe det smeltede brændselssalt gennem varmevekslerenheden og gennem det ene eller det mere end ét gennemgående hul i grafitmoderatorkernen, hvor varmevekslerne er anbragt i varmevekslerenheden for at have den smeltede brændstofstrøm derpå, hver varmeveksler har tilknyttet en respektiv radioaktivitetsdetektor, hvor hver radioaktivitetsdetektor er indrettet til at detektere radioaktivitet, som er til stede i det kølesalt, som cirkulerer i den respektive varmeveksler, og hver varmeveksler har tilknyttet en respektiv nedlukningsmekanisme, som er indrettet til at lukke for cirkulationen af det kølesalt, der cirkulerer i den respektive varmeveksler, hvilken fremgangsmåde endvidere inden nedlukningen af MSR’en omfatter aktivering af nedlukningsmekanismen for en bestemt varmeveksler, når radioaktivitet ud over en tærskelmængde detekteres i den bestemte varmeveksler af radioaktivitetsdetektoren af den bestemte varmeveksler.
6. Fremgangsmåde ifølge krav 5, hvor kernekraftværket endvidere omfatter et trykovervågningssystem, hvor hver varmeveksler er operationelt forbundet med trykovervågningssystemet, idet trykovervågningssystemet er til at overvåge trykket af det kølesalt, der cirkulerer i den respektive varmeveksler, idet fremgangsmåden endvidere inden nedlukningen af MSR’en omfatter aktivering af nedlukningsmekanismen for den bestemte varmeveksler, når trykovervågningssystemet detekterer en trykændring i den bestemte varmeveksler.
7. Fremgangsmåde ifølge krav 1, hvor: brændselssaltet er et smeltet brændselssalt; kernekraftværket endvidere omfatter radioaktivitetsdetektorer og nedlukningsmekanismer, grafitmoderatorkernen definerer ét eller mere end ét gennemgående hul, og varmevekslersystemet endvidere omfatter: varmevekslere, som er anbragt i beholderen omkring en længdeakse af beholderen, hvor hver varmeveksler har et kølesalt, der cirkulerer deri, idet hver varmeveksler er operationelt forbundet med den elektriske generator, hvor varmevekslerne er i væskeforbindelse med det ene eller mere end ét gennemgående hul i grafitmoderatorkernen, hvor varmevekslerne definerer en åbning over grafitmoderatorkernen, MSR’en endvidere omfatter: et pumpesystem til at pumpe det smeltede brændselssalt gennem varmevekslerenheden og gennem det ene eller det mere end ét gennemgående hul i gra- fitmoderatorkernen, hvor varmevekslerne er anbragt i varmevekslerenheden for at have den smeltede brændstofstrøm derpå; en afbøjningsstruktur, som er placeret i beholderen mellem varmevekslerne og grafitmoderatorkernen, idet afbøjningsstrukturen er til styring af smeltet saltvæske, som strømmer nedad i beholderen og ud af varmevekslerne langs med en ydre periferi af grafitmoderatorkernen; hver varmeveksler har tilknyttet en respektiv radioaktivitetsdetektor, hvor hver radioaktivitetsdetektor er indrettet til at detektere radioaktivitet, som er til stede i det kølesalt, der cirkulerer i den respektive varmeveksler, hver varmeveksler har tilknyttet en respektiv nedlukningsmekanisme, som er indrettet til at lukke for cirkulationen af det kølesalt, der cirkulerer i den respektive varmeveksler, når radioaktivitet ud over en tærskelmængde detekteres i den respektive varmeveksler af den respektive radioaktivitetsdetektor, hvilken fremgangsmåde endvidere omfatter aktivering af nedlukningsmekanismen af en bestemt varmeveksler, når radioaktivitet ud over en tærskelmængde detekteres i den bestemte varmeveksler af radioaktivitetsdetektoren af den bestemte varmeveksler.
8. Fremgangsmåde ifølge krav 1, hvor: brændselssaltet er et smeltet brændselssalt; kernekraftværket endvidere omfatter radioaktivitetsdetektorer og nedlukningsmekanismer, grafitmoderatorkernen definerer ét eller mere end ét gennemgående hul, og varmevekslersystemet endvidere omfatter: varmevekslere, som er anbragt i beholderen over grafitmoderatorkernen og omkring en længdeakse af beholderen, hvor hver varmeveksler har et kølesalt, der cirkulerer deri, idet hver varmeveksler er operationelt forbundet med den elektriske generator, hvor varmevekslerne er i væskeforbindelse med det ene eller det mere end ét gennemgående hul i grafitmoderatorkernen, idet varmevekslerne definerer en åbning over grafitmoderatorkernen, MSR’en endvidere omfatter: en afbøjningsstruktur, som er placeret i beholderen mellem varmevekslerne og grafitmoderatorkernen, idet afbøjningsstrukturen er til styring af smeltet saltvæske, som strømmer nedad i beholderen og ud af varmevekslerne langs med en ydre periferi af grafitmoderatorkernen; hver varmeveksler har tilknyttet en respektiv radioaktivitetsdetektor, idet hver radioaktivitetsdetektor er indrettet til at detektere radioaktivitet, som er til stede i det kølesalt, der cirkulerer i den respektive varmeveksler, hver varmeveksler har tilknyttet en respektiv nedlukningsmekanisme, som er indrettet til at lukke for cirkulationen af det kølesalt, der cirkulerer i den respektive varmeveksler, når radioaktivitet ud over en tærskelmængde detekteres i den respektive varmeveksler af den respektive radioaktivitetsdetektor, idet det smeltede brændselssalt cirkulerer i varmevekslerne og grafitmoderatorkernen gennem naturlig cirkulation, der forårsages af opvarmning af det smeltede brændselssalt, som opvarmes, når det passerer grafitmoderatoren, og af afkøling, når det smeltede brændselssalt passerer varmevekslerne, hvilken fremgangsmåde endvidere omfatter aktivering af nedlukningsmekanismen for en bestemt varmeveksler, når radioaktivitet ud over en tærskelmængde detekteres i den bestemte varmeveksler af radioaktivitetsdetektoren af den bestemte varmeveksler.
9. Fremgangsmåde ifølge et hvilket som helst af kravene 1-9, hvor MSR’en yderligere omfatter en neutronreflektor, som er anbragt i beholderen mellem grafitmoderatorkernen og varmevekslerenheden.
DK13746701.5T 2012-02-06 2013-02-06 Integreret saltsmeltereaktor DK2815404T3 (da)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US201261633071P 2012-02-06 2012-02-06
PCT/CA2013/050090 WO2013116942A1 (en) 2012-02-06 2013-02-06 Integral molten salt reactor

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DK2815404T3 true DK2815404T3 (da) 2017-12-11

Family

ID=48946864

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DK13746701.5T DK2815404T3 (da) 2012-02-06 2013-02-06 Integreret saltsmeltereaktor

Country Status (22)

Country Link
EP (1) EP2815404B1 (da)
JP (2) JP2015510588A (da)
KR (1) KR102104091B1 (da)
CN (2) CN107068206B (da)
AU (1) AU2013218764C1 (da)
BR (1) BR112014019311B1 (da)
CA (2) CA2863845C (da)
DK (1) DK2815404T3 (da)
EA (1) EA033315B1 (da)
ES (1) ES2649687T3 (da)
HR (1) HRP20171822T1 (da)
HU (1) HUE035234T2 (da)
IL (2) IL233949A0 (da)
LT (1) LT2815404T (da)
MY (1) MY164097A (da)
NO (1) NO2917481T3 (da)
PL (1) PL2815404T3 (da)
PT (1) PT2815404T (da)
SG (1) SG11201404694TA (da)
SI (1) SI2815404T1 (da)
WO (1) WO2013116942A1 (da)
ZA (1) ZA201405748B (da)

Families Citing this family (37)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US11875906B2 (en) 2012-02-06 2024-01-16 Terrestrial Energy Inc. Method of operating a nuclear power plant
US10056160B2 (en) 2013-08-05 2018-08-21 Terrestrial Energy Inc. Integral molten salt reactor
GB201318470D0 (en) 2013-02-25 2013-12-04 Scott Ian R A practical molten salt fission reactor
WO2015094450A1 (en) * 2013-09-27 2015-06-25 Transatomic Power Corporation Molten salt reactor
US20160329113A1 (en) * 2013-12-06 2016-11-10 Stc.Unm SLIMM-Scalable Liquid Metal Cooled Small Modular Reactor
US20160189813A1 (en) 2014-12-29 2016-06-30 Terrapower, Llc Molten nuclear fuel salts and related systems and methods
US11276503B2 (en) 2014-12-29 2022-03-15 Terrapower, Llc Anti-proliferation safeguards for nuclear fuel salts
RU2594889C1 (ru) * 2015-05-29 2016-08-20 Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" Ядерный реактор
CN104992730A (zh) * 2015-07-14 2015-10-21 河北华热工程设计有限公司 熔融盐核反应堆以及基于熔融盐核反应堆的机载动力系统
US10734122B2 (en) 2015-09-30 2020-08-04 Terrapower, Llc Neutron reflector assembly for dynamic spectrum shifting
US10665356B2 (en) 2015-09-30 2020-05-26 Terrapower, Llc Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant
US10867710B2 (en) 2015-09-30 2020-12-15 Terrapower, Llc Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant
US11200991B2 (en) 2015-10-30 2021-12-14 Terrestrial Energy Inc. Molten salt nuclear reactor
WO2017192463A2 (en) * 2016-05-02 2017-11-09 Terrapower, Llc Improved molten fuel reactor thermal management configurations
WO2018013317A1 (en) 2016-07-15 2018-01-18 Terrapower, Llc Vertically-segmented nuclear reactor
EP3497062B1 (en) 2016-08-10 2021-09-29 TerraPower, LLC Electro-synthesis of uranium chloride fuel salts
CA3048619A1 (en) 2016-11-15 2018-08-02 Terrapower, Llc Thermal management of molten fuel nuclear reactors
HRP20211854T1 (hr) * 2017-06-16 2022-03-04 Seaborg Aps Reaktor na rastopljenu sol
CN108417277B (zh) * 2017-12-25 2021-06-11 中国科学院上海应用物理研究所 一种一体化堆本体系统及氯盐堆系统
US11145424B2 (en) 2018-01-31 2021-10-12 Terrapower, Llc Direct heat exchanger for molten chloride fast reactor
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
WO2019226218A2 (en) 2018-03-12 2019-11-28 Terrapower, Llc Reflectors for molten chloride fast reactors
CN108511089B (zh) * 2018-03-23 2019-12-03 中国科学院上海应用物理研究所 熔盐堆装卸料系统
CN108806805B (zh) * 2018-06-06 2020-03-27 中国科学院上海应用物理研究所 一种池式熔盐堆及其运行方法
CN112739650A (zh) 2018-09-14 2021-04-30 泰拉能源公司 耐腐蚀性冷却剂盐及其制备方法
FR3086789B1 (fr) 2018-09-28 2020-10-16 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a sel fondu
US11101047B2 (en) * 2018-10-31 2021-08-24 TERRESTRIAL ENERGY USA, Inc. Power plant system
CA3126748A1 (en) 2019-01-31 2020-08-06 Seaborg Aps Structural material for molten salt reactors
KR20220005035A (ko) * 2019-05-03 2022-01-12 토리존 홀딩 베.브이. 모듈형 노심 용융염 원자로
KR20220111270A (ko) 2019-12-23 2022-08-09 테라파워, 엘엘씨 용융 연료 원자로 및 용융 연료 원자로를 위한 오리피스 링 플레이트
CN111627571B (zh) * 2020-06-12 2022-02-08 中国科学院上海应用物理研究所 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
US11728052B2 (en) 2020-08-17 2023-08-15 Terra Power, Llc Fast spectrum molten chloride test reactors
KR20220037239A (ko) 2020-09-17 2022-03-24 삼성중공업 주식회사 용융염 원자로 장치
KR20220037238A (ko) 2020-09-17 2022-03-24 삼성중공업 주식회사 용융염 원자로 장치
KR20220037182A (ko) 2020-09-17 2022-03-24 삼성중공업 주식회사 용융염 원자로 장치
KR20240047020A (ko) 2022-10-04 2024-04-12 삼성중공업 주식회사 용융염 원자로 장치
KR102638533B1 (ko) * 2022-10-12 2024-02-20 한국원자력연구원 비상방출장치 및 이를 포함하는 비상방출 구조물

Family Cites Families (23)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB856946A (en) * 1957-01-18 1960-12-21 Walther & Cie Ag Improvements in or relating to fast breeder reactors
US3136700A (en) * 1961-05-17 1964-06-09 Heinz F Poppendiek Fuel channel elements for circulating fuel neutronic reactors
DE1589751A1 (de) * 1967-10-25 1970-03-05 Euratom Kernreaktor
FR2134074B1 (da) * 1970-08-05 1973-12-21 Electricite De France
GB1494055A (en) * 1974-12-24 1977-12-07 Pechiney Ugine Kuhlmann Molten salt in a nuclear reactor
JPS571991A (en) * 1980-06-05 1982-01-07 Sumitomo Corp Small-fluid molten salt reactor
FR2486296B1 (fr) * 1980-07-04 1986-06-06 Electricite De France Reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide
JPS6249291A (ja) * 1985-08-29 1987-03-03 三菱重工業株式会社 ガス冷却型原子炉
JPS62130384A (ja) * 1985-12-02 1987-06-12 学校法人東海大学 液体核燃料による小型原子炉
DE3730656A1 (de) * 1987-09-11 1989-03-23 Interatom Kernreaktor in modulbauweise
JPH10132994A (ja) * 1996-11-01 1998-05-22 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 熱電発電用黒鉛減速型原子炉
JPH1184053A (ja) * 1997-09-10 1999-03-26 Hitachi Ltd 原子力発電所の構成機材の取扱方法
US6259760B1 (en) * 1999-09-08 2001-07-10 Westinghouse Electric Company Llc Unitary, transportable, assembled nuclear steam supply system with life time fuel supply and method of operating same
JP2002228794A (ja) * 2001-02-05 2002-08-14 Toshiba Corp 熱供給原子力プラント
JP2004093143A (ja) * 2002-08-29 2004-03-25 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子力蒸気供給カセット及びそれを取り扱う方法
EP1622168B1 (en) * 2004-07-28 2011-06-22 The European Atomic Energy Community (EURATOM), represented by the European Commission Integral nuclear reactor
JP2006071323A (ja) * 2004-08-31 2006-03-16 Toshiba Corp 原子炉圧力容器搬出方法および原子炉圧力容器搬入方法
KR101522917B1 (ko) * 2007-09-26 2015-05-26 델 노바 비스 에스.알.엘. 신개념의 연료 요소를 갖춘 원자로, 특히 풀 타입 원자로
WO2009097037A2 (en) * 2007-11-12 2009-08-06 The Regents Of The University Of California High power density liquid-cooled pebble-channel nuclear reactor
US8687759B2 (en) * 2007-11-15 2014-04-01 The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University Internal dry containment vessel for a nuclear reactor
CA2723272A1 (en) * 2008-05-09 2009-11-12 Ottawa Valley Research Associates Ltd. Molten salt nuclear reactor
EP2427886B1 (en) * 2009-05-08 2016-09-14 Academia Sinica Two-fluid molten-salt reactor
JP2011128129A (ja) * 2009-12-21 2011-06-30 Naoyuki Sadaoka 固定された立地のみならず、移動体で使用可能な取り外しと維持の平易な規格化された小型原子炉

Also Published As

Publication number Publication date
CN107068206A (zh) 2017-08-18
IL279296A (en) 2021-01-31
CA3121098C (en) 2023-08-01
CA3121098A1 (en) 2013-08-15
EP2815404A1 (en) 2014-12-24
HUE035234T2 (hu) 2018-05-02
WO2013116942A1 (en) 2013-08-15
SI2815404T1 (en) 2018-01-31
HRP20171822T1 (hr) 2018-01-26
PT2815404T (pt) 2017-11-15
ZA201405748B (en) 2022-05-25
EA033315B1 (ru) 2019-09-30
CN104205237A (zh) 2014-12-10
KR102104091B1 (ko) 2020-04-23
NO2917481T3 (da) 2018-07-21
AU2013218764A8 (en) 2014-08-28
AU2013218764B2 (en) 2016-08-25
CN107068206B (zh) 2019-06-21
BR112014019311A2 (da) 2017-06-20
ES2649687T3 (es) 2018-01-15
IL233949A0 (en) 2014-09-30
LT2815404T (lt) 2017-12-27
JP2018049027A (ja) 2018-03-29
CA2863845C (en) 2022-07-05
BR112014019311A8 (pt) 2017-07-11
KR20140123089A (ko) 2014-10-21
EA201491488A1 (ru) 2015-01-30
CA2863845A1 (en) 2013-08-15
IL279296B (en) 2021-08-31
CN104205237B (zh) 2017-03-29
EP2815404A4 (en) 2016-03-09
JP6655054B2 (ja) 2020-02-26
SG11201404694TA (en) 2014-10-30
AU2013218764C1 (en) 2017-01-05
AU2013218764A1 (en) 2014-08-21
PL2815404T3 (pl) 2018-02-28
EP2815404B1 (en) 2017-08-30
MY164097A (en) 2017-11-30
JP2015510588A (ja) 2015-04-09
BR112014019311B1 (pt) 2021-11-09

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DK2815404T3 (da) Integreret saltsmeltereaktor
US11476008B2 (en) Method of operating a nuclear power plant
Sinha et al. Design and development of the AHWR—the Indian thorium fuelled innovative nuclear reactor
WO2012135957A1 (en) Molten salt nuclear reactor
Guidez et al. New reactor safety measures for the european sodium fast reactor—part i: Conceptual design
EP3963603B1 (en) Modular core molten salt nuclear reactor
US11875906B2 (en) Method of operating a nuclear power plant
EP3457414B1 (en) Fuel assembly and nuclear reactor core loaded with same
Sarotto On the allowed sub-criticality level of lead (-bismuth) cooled ADS: the EU FP6 EFIT and FP7 FASTEF cases
Yang et al. Stationary Liquid Fuel Fast Reactor
Kaliatka et al. Development and testing of RBMK-1500 model for BDBA analysis employing RELAP/SCDAPSIM code
JP6429480B2 (ja) 燃料配置方法及び燃料取扱設備
EA043120B1 (ru) Жидкосолевой ядерный реактор с модульной активной зоной
Uspuras et al. Deterministic Analysis of Beyond Design Basis Accidents in RBMK Reactors
Dabin et al. Preliminary Severe Accident Analysis of Fusion-Fission Hybrid Reactor Using the MELCOR Code
Gmyrko et al. Channel reactors as an integral part of nuclear power in Russia
Yoo Safety Design Approach for the Development of Prototype Gen-IV SFR