ES2870600T3 - Piscina de almacenamiento de combustible nuclear que incluye una solución acuosa de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano y métodos de uso de la misma - Google Patents
Piscina de almacenamiento de combustible nuclear que incluye una solución acuosa de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano y métodos de uso de la misma Download PDFInfo
- Publication number
- ES2870600T3 ES2870600T3 ES15783421T ES15783421T ES2870600T3 ES 2870600 T3 ES2870600 T3 ES 2870600T3 ES 15783421 T ES15783421 T ES 15783421T ES 15783421 T ES15783421 T ES 15783421T ES 2870600 T3 ES2870600 T3 ES 2870600T3
- Authority
- ES
- Spain
- Prior art keywords
- anions
- nuclear fuel
- storage pool
- boron hydride
- carborane
- 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
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 97
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 78
- 229910010277 boron hydride Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 66
- -1 boron hydride anions Chemical class 0.000 title claims abstract description 66
- 150000001450 anions Chemical class 0.000 title claims abstract description 62
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 title claims abstract description 43
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 claims abstract description 76
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 62
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 41
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 26
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 claims description 26
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 claims description 18
- 239000000243 solution Substances 0.000 claims description 17
- 150000003863 ammonium salts Chemical class 0.000 claims description 12
- 229910052744 lithium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- UORVGPXVDQYIDP-UHFFFAOYSA-N borane Chemical compound B UORVGPXVDQYIDP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 27
- KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N boric acid Chemical compound OB(O)O KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 18
- 239000004327 boric acid Substances 0.000 description 18
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 description 15
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 9
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 8
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 6
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 description 6
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 6
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 6
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 6
- 239000000463 material Substances 0.000 description 6
- 125000005207 tetraalkylammonium group Chemical group 0.000 description 6
- 150000005621 tetraalkylammonium salts Chemical class 0.000 description 6
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 5
- WMFOQBRAJBCJND-UHFFFAOYSA-M Lithium hydroxide Chemical compound [Li+].[OH-] WMFOQBRAJBCJND-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 4
- XLOMVQKBTHCTTD-UHFFFAOYSA-N Zinc monoxide Chemical compound [Zn]=O XLOMVQKBTHCTTD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 125000005210 alkyl ammonium group Chemical group 0.000 description 4
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 4
- 238000000197 pyrolysis Methods 0.000 description 4
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 4
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 4
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 4
- 125000004429 atom Chemical group 0.000 description 3
- 229910000085 borane Inorganic materials 0.000 description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 3
- 239000002904 solvent Substances 0.000 description 3
- 238000003756 stirring Methods 0.000 description 3
- 238000003786 synthesis reaction Methods 0.000 description 3
- 229910052580 B4C Inorganic materials 0.000 description 2
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000002879 Lewis base Substances 0.000 description 2
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N Lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- WYURNTSHIVDZCO-UHFFFAOYSA-N Tetrahydrofuran Chemical class C1CCOC1 WYURNTSHIVDZCO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 2
- 150000001335 aliphatic alkanes Chemical class 0.000 description 2
- 125000000217 alkyl group Chemical group 0.000 description 2
- INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N boron carbide Chemical compound B12B3B4C32B41 INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 description 2
- DIOQZVSQGTUSAI-UHFFFAOYSA-N decane Chemical compound CCCCCCCCCC DIOQZVSQGTUSAI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 125000005131 dialkylammonium group Chemical group 0.000 description 2
- SNRUBQQJIBEYMU-UHFFFAOYSA-N dodecane Chemical compound CCCCCCCCCCCC SNRUBQQJIBEYMU-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 2
- 125000001495 ethyl group Chemical group [H]C([H])([H])C([H])([H])* 0.000 description 2
- 125000004435 hydrogen atom Chemical group [H]* 0.000 description 2
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 2
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 2
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 2
- 125000002496 methyl group Chemical group [H]C([H])([H])* 0.000 description 2
- 229940094933 n-dodecane Drugs 0.000 description 2
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 239000007858 starting material Substances 0.000 description 2
- 125000005270 trialkylamine group Chemical group 0.000 description 2
- 125000005208 trialkylammonium group Chemical group 0.000 description 2
- 239000011787 zinc oxide Substances 0.000 description 2
- ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 232Th Chemical compound [232Th] ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 0.000 description 1
- XYFCBTPGUUZFHI-UHFFFAOYSA-N Phosphine Natural products P XYFCBTPGUUZFHI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 230000002378 acidificating effect Effects 0.000 description 1
- 230000001476 alcoholic effect Effects 0.000 description 1
- 150000001412 amines Chemical class 0.000 description 1
- 229910052790 beryllium Inorganic materials 0.000 description 1
- ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N beryllium atom Chemical compound [Be] ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 244000309464 bull Species 0.000 description 1
- 150000001768 cations Chemical class 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 1
- 238000000151 deposition Methods 0.000 description 1
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 description 1
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010439 graphite Substances 0.000 description 1
- 230000020169 heat generation Effects 0.000 description 1
- QAOWNCQODCNURD-UHFFFAOYSA-M hydrogensulfate Chemical compound OS([O-])(=O)=O QAOWNCQODCNURD-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 238000005342 ion exchange Methods 0.000 description 1
- 150000007527 lewis bases Chemical class 0.000 description 1
- 229910003002 lithium salt Inorganic materials 0.000 description 1
- 159000000002 lithium salts Chemical class 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 1
- 229910052987 metal hydride Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000004681 metal hydrides Chemical class 0.000 description 1
- 230000007935 neutral effect Effects 0.000 description 1
- 231100000252 nontoxic Toxicity 0.000 description 1
- 230000003000 nontoxic effect Effects 0.000 description 1
- 229920000620 organic polymer Polymers 0.000 description 1
- 150000003003 phosphines Chemical class 0.000 description 1
- 229910000073 phosphorus hydride Inorganic materials 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000002574 poison Substances 0.000 description 1
- 231100000614 poison Toxicity 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 239000011541 reaction mixture Substances 0.000 description 1
- 239000012088 reference solution Substances 0.000 description 1
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 1
- 229910000033 sodium borohydride Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000012279 sodium borohydride Substances 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 241000894007 species Species 0.000 description 1
- YLQBMQCUIZJEEH-UHFFFAOYSA-N tetrahydrofuran Chemical class C=1C=COC=1 YLQBMQCUIZJEEH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
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
- G21C19/02—Details of handling arrangements
- G21C19/06—Magazines for holding fuel elements or control elements
- G21C19/07—Storage racks; Storage pools
-
- 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
- G21C19/40—Arrangements for preventing occurrence of critical conditions, e.g. during storage
-
- 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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Fuel Cell (AREA)
- Catalysts (AREA)
Abstract
Un método para almacenamiento de combustible nuclear fuera de un núcleo de reactor nuclear, comprendiendo el método al menos uno de: sumergir al menos una parte de una varilla de combustible nuclear en una piscina de almacenamiento de combustible nuclear que comprende una solución acuosa que comprende al menos uno de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano; o añadir una sal que comprende un anión hidruro de boro poliédrico o anión carborano a una piscina de almacenamiento de combustible nuclear que comprende agua y al menos una parte de una varilla de combustible nuclear sumergida en ella, en donde la adición de la sal proporciona una solución acuosa que comprende al menos uno de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano.
Description
DESCRIPCIÓN
Piscina de almacenamiento de combustible nuclear que incluye una solución acuosa de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano y métodos de uso de la misma
Referencia cruzada a solicitud relacionada
La presente solicitud reivindica la prioridad de la solicitud de patente provisional US-61/984.538, presentada el 25 de abril de 2014.
Antecedentes
Generalmente, en la generación de energía nuclear, la energía térmica se genera por la fisión en cadena de un material fisionable (p. ej., torio, uranio y plutonio) y la potencia necesaria para la generación de energía eléctrica se deriva de la energía térmica. El material fisionable se prepara de forma típica en forma de un cuerpo sinterizado y está contenido en una varilla de combustible nuclear. Las varillas de combustible nuclear están dispuestas en un haz para formar una unidad de combustible nuclear. En un núcleo de reactor nuclear, se usan, en general una varilla de control y un moderador para controlar el número y la velocidad de neutrones extra e impedir una reacción en cadena (reactividad: >1) de materiales fisionables. El moderador puede incluir agua pesada (D2O), agua ligera (H2O), grafito, y berilio, por ejemplo. Los reactores nucleares se pueden clasificar en tipos, dependiendo de la naturaleza del moderador. Por ejemplo, los light-water nuclear reactors (reactores nucleares de agua ligera - LWR) incluyen pressurized water reactors (reactores de agua a presión -PWR) y boiling water reactors (reactores de agua en ebullición - BWR). Otros tipos de reactores nucleares incluyen heavywater nuclear reactor (reactor nuclear de agua pesada - HWR), que incluye un moderador de agua pesada y hightemperature gas-cooled reactors (reactores enfriados con gas a alta temperatura - HTGR).
Periódicamente, una parte de las varillas de combustible nuclear se retiran del núcleo del reactor y se reemplazan con nuevas varillas de combustible. Las varillas de combustible gastado normalmente se almacenan en estantes durante varios años (p. ej., durante diez a veinte años) en piscinas de agua suficientemente profunda para que el agua proporcione un blindaje de radiación adecuado. El agua se enfría para controlar el calor generado por las varillas de combustible gastado. Los materiales absorbentes de neutrones sólidos que incluyen átomos de 10B (p. ej., carburo de boro en una matriz metálica o polimérica) se usan, típicamente, en las rejillas de almacenamiento para absorber neutrones y evitar la criticidad en las piscinas de almacenamiento. También se puede añadir boro soluble del ácido bórico al agua de la piscina para este propósito.
Sumario
El uso de ácido bórico en piscinas de almacenamiento para varillas de combustible nucleares plantea algunos problemas. El ácido bórico puede causar corrosión, por ejemplo, de materiales de rejilla o cualquier otro revestimiento de combustible expuesto. Además, la solubilidad del ácido bórico en agua es, típicamente, de aproximadamente 4,7 gramos por 100 gramos de solución a 20 0C. La baja concentración de boro soluble en una piscina de almacenamiento puede limitar su utilidad para evitar la criticidad y/o limitar su utilidad durante situaciones de emergencia.
Una solución acuosa que incluye al menos uno de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano se proporciona en los métodos y piscina de almacenamiento según la presente descripción. Los aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano absorben neutrones para evitar reacciones de fisión nuclear descontroladas. Los aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano, que en algunas realizaciones comprenden al menos uno de B10H102, B11H14-, CB11H12-, o B12H122-, tienen un porcentaje en peso mayor de boro que el ácido bórico, y al menos algunas de las sales de las que se disocian son más solubles en agua que en ácido bórico. Como resultado, de forma típica, las soluciones acuosas que comprenden al menos uno de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano tienen mayor disponibilidad de boro que las soluciones de ácido bórico, que pueden mejorar la capacidad de la solución para evitar la criticidad. Además, la mayor disponibilidad de boro en estas soluciones puede hacerlas útiles para el movimiento o almacenamiento de varillas de combustible activo durante situaciones de emergencia o paros inesperados de plantas permanentes. También se espera que la solución acuosa que comprende al menos uno de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano dé lugar a una menor corrosión del sistema que las soluciones de ácido bórico.
En un aspecto, la presente descripción proporciona un método para almacenar combustible nuclear fuera de un núcleo de reactor nuclear. En algunos casos, el método incluye sumergir al menos una parte de una varilla de combustible nuclear en una piscina de almacenamiento de combustible nuclear que contiene una solución acuosa que incluye al menos uno de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano. En algunos casos, el método incluye la adición de una sal que tiene un anión hidruro de boro poliédrico o un anión carborano a una piscina de almacenamiento que contiene agua y al menos una parte de una varilla de combustible nuclear sumergida en ella. En algunos casos, el método incluye ambos. Añadir la al menos una sal proporciona una solución acuosa que comprende al menos uno de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano. La
varilla de combustible nuclear o parte de la varilla de combustible nuclear está generalmente fuera de un núcleo de reactor nuclear.
En otro aspecto, la presente descripción proporciona una piscina de almacenamiento de combustible nuclear. La piscina de almacenamiento incluye una solución acuosa que comprende al menos uno de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano y al menos una parte de una varilla de combustible nuclear. La varilla de combustible nuclear puede ser una varilla de combustible usado (que puede ser una varilla de combustible gastado) o una varilla de combustible fresco. La varilla de combustible nuclear o parte de ésta puede almacenarse en un estante. La piscina de almacenamiento puede tener al menos 6 ,1 metros ( 2 0 pies) de la solución acuosa sobre la varilla de combustible nuclear o parte de esta.
En un aspecto, la presente descripción proporciona un método de mantenimiento de un reactor nuclear. El método incluye recibir al menos una varilla de combustible usado de un núcleo de reactor nuclear en una piscina de almacenamiento que contiene una solución acuosa que incluye al menos uno de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano. La varilla de combustible usado puede ser una varilla de combustible gastado. En algunos casos, el método también incluye recibir al menos una varilla de combustible nuclear fresco en la piscina de almacenamiento.
En esta solicitud:
los términos tales como “ un” , “ una” y “el” , “ la” no se refieren solo a una entidad singular, sino que incluyen la clase general de la que puede usarse un ejemplo específico para fines ilustrativos. Los términos “un” , “ una” , y “ los” se utilizan indistintamente con el término “ al menos uno” .
La expresión “comprende al menos uno de” seguida de una lista se refiere a que comprende uno cualquiera de los elementos de la lista y a cualquier combinación de dos o más elementos de la lista. La expresión “ al menos uno de” seguida de una lista se refiere a uno cualquiera de los elementos de la lista o a cualquier combinación de dos o más elementos de la lista.
Los términos “gastado” , “ usado” y “fresco” en la presente memoria se refieren a diversos grados de actividad del combustible nuclear. Tanto el combustible nuclear “gastado” como el “ usado” se han utilizado en un reactor nuclear. El combustible nuclear “gastado” tiene una menor actividad y puede no considerarse reutilizable mientras que el combustible nuclear “ usado” puede ser reutilizable. El combustible nuclear “fresco” no se ha usado en un reactor y tiene la máxima actividad.
El término “acuoso” se refiere a que incluye agua. El agua puede ser H2O o D2O.
Los términos “ almacenar” y “ almacenamiento” no se limitan a un determinado período de tiempo. El almacenamiento puede referirse a cualquier período de tiempo en el que el combustible nuclear está presente en un lugar diferente del interior del núcleo del reactor para generar calor. Los métodos de almacenamiento pueden incluir almacenar durante varias horas, varios días, varios meses, varios años, o varias décadas.
Todos los intervalos numéricos incluyen sus extremos y valores no integrales entre los extremos salvo que se indique lo contrario (p. ej., de 1 a 5 incluye 1, 1,5, 2, 2,75, 3, 3,80, 4, 5, etc.).
Descripción detallada
Las soluciones acuosas útiles para practicar la presente descripción incluyen al menos uno de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano. Los aniones hidruro de boro poliédrico comprenden solo átomos de boro y de hidrógeno. Los aniones carborano comprenden solo átomos de carbono, boro e hidrógeno.
En algunas realizaciones, los aniones son aniones hidruro de boro poliédrico. En algunas realizaciones, los aniones hidruro de boro poliédrico comprenden al menos uno de B10H102-, B11H14-, o B12H122-. En algunas realizaciones, los aniones hidruro de boro poliédrico comprenden al menos uno de B10H102- o B12H122-. En algunas realizaciones, los aniones hidruro de boro poliédrico comprenden B10H102-. En algunas realizaciones, los aniones hidruro de boro poliédrico comprenden B11H14-. En algunas realizaciones, los aniones hidruro de boro poliédrico comprenden B12H122-. Los aniones hidruro de boro poliédrico se proporcionan de forma típica en la solución acuosa mediante disolución de sales del grupo I, sales del grupo II, sales de amonio o sales de alquilamonio, en donde el alquilo es etilo o metilo. Las sales de alquilamonio pueden ser sales de monoalquilo, dialquilo, trialquilo o tetraalquilamonio. En algunas realizaciones, los aniones hidruro de boro poliédrico se proporcionan en la solución acuosa mediante disolución de sales del grupo I, sales de amonio o sales de tetraalquilamonio, en algunas realizaciones, sales del grupo I. Ejemplos de sales adecuadas incluyen Li2B^H 10, Na2B^H 10, K2B10H10, (NH4)2B10H10, [(C2H5)3NH]2B10H10, LiBuHu, NaBuHu, KB11H14, NH4B11H14, Li2B^H 12, Na2B^H 12, K2B12H12, y (NH4)2B12H12.
En algunas realizaciones, los aniones son aniones carborano. En algunas realizaciones, los aniones carborano comprenden CB11H12-. Los aniones carborano se proporcionan, típicamente, en la solución acuosa por disolución
de sales del grupo I, sales del grupo II, sales de amonio o sales de alquilamonio, en donde el alquilo es etilo o metilo. Las sales de alquilamonio pueden ser sales de monoalquilo, dialquilo, trialquilo o tetraalquilamonio. En algunas realizaciones, los aniones carborano se proporcionan en la solución acuosa mediante disolución de sales del grupo I, sales de amonio o sales de tetraalquilamonio, en algunas realizaciones, sales del grupo I. Los ejemplos de sales adecuadas incluyen LiCBuH12, NaCBnH12, KCB11H12, NH4CB11H12.
Las soluciones acuosas útiles para practicar la presente descripción pueden incluir combinaciones de cualquiera de los aniones o sales descritas anteriormente en cualquiera de sus realizaciones. Además, las soluciones acuosas útiles para practicar la presente descripción están, típicamente, exentas de polímeros orgánicos.
Las sales de tipo hidruro de boro poliédrico se pueden preparar mediante métodos conocidos. Por ejemplo, se pueden encontrar métodos para preparar sales MB11H14 a partir de borohidruro de metal o materiales de partida de MB3H8 en las patentes US-4.025.159; US-4.115.521; y US-4.153.672, todas ellas otorgadas a Dunks y col.
Se ha informado que la pirólisis de sales de tipo borohidruro de tetraalquilamonio bajo diversas condiciones proporciona sales del anión B10H102-. Ver, por ejemplo, (1) W. E. Hill y col, “ Boron Chemistry 4.” Pergamon Press, Oxford 1979, p 33; (2) Mongeot y col. Bull. Soc. Chim. Fr. 385, 1986; y (3) US-4.150.057 y US-4.391.993, ambas otorgadas a Sayles. Los materiales de partida de borohidruro de tetraalquilamonio (R4NBH4) pueden prepararse poniendo en contacto borohidruro sódico con uno o más equivalentes molares de una sal de tetraalquilamonio (p. ej., hidrogenosulfato de tetraalquilamonio) en una solución acuosa o alcohólica. Regulando la temperatura (p. ej., mediante el uso de lecturas de temperatura interna precisas, métodos para enfriar la mezcla de reacción, y los perfiles de rampa e isotérmicos particulares), la pirólisis de las sales borohidruro de tetraalquilamonio puede proporcionar sales del anión B10H102- y/o B12H122- con un buen rendimiento como se indica en la patente US-7.524.477 (Spielvogel y col.). Por ejemplo, en algunos métodos de preparación de B10H102-, B9H9-, B11H14-, y/o B12H122-, el R4NBH4 se disuelve, suspende o mezcla con un disolvente que tiene un punto de ebullición de al menos aproximadamente 100 0C y se calienta. Los ejemplos de disolventes útiles incluyen alcanos C8-C18 o mezclas de alcanos C8-C18, incluidos n-dodecano y mezclas de n-decano y n-dodecano. En otros métodos de preparación de B10H102-, B9H9-, B11H14-, y/o B12H12-, se piroliza una mezcla de R4NBH4 y un aducto de borano de trialquilamina. Una relación del borohidruro al borano de trialquilamina es, típicamente, de aproximadamente 1:3 a aproximadamente 3:1, y esta relación puede ser 1:1. En estos métodos, la pirólisis a una temperatura de aproximadamente 185 0C proporciona, típicamente, una mezcla de sales tetraalquilamonio B10H102- y tetraalquilamonio B12H122- en una relación de aproximadamente 1,4:1. Pueden proporcionarse diversos cationes para las sales hidruro de boro poliédrico, por ejemplo, mediante métodos de intercambio iónico.
Otros métodos para preparar sales B12H122- se indican, por ejemplo, en la patente US-7.718.154 (Ivanov y col.), que describe la reacción de un hidruro de metal con un alquilborato en presencia de una base de Lewis para producir un complejo de borano-base de Lewis que se descompone térmicamente formando la sal B12H122-, y la patente US-7.563.934 (Banavali y col.), que describe la reacción de un borohidruro metálico con XBH3, donde x es una amina sustituida, una fosfina sustituida o tetrahidrofurano.
Las síntesis de las sales de CB11H12- también son conocidas. Ver, por ejemplo, Knoth, W. H., Journal of the American Chemical Society, 1967, vol. 89, página 1274; Jelinek, T. y col., Collection of Czechoslovak Chemical Communications, 1986, vol. 51, página 819; y Franken, A., y col., Collection of Czechoslovak Chemical Communications, 2001, vol. 66, páginas 1238-1249.
De los dos isótopos naturales del boro (11B y 10B), el 10B es un mejor absorbedor de neutrones con una sección transversal de absorción de neutrones térmica de aproximadamente 3800 barns (3,8 x 10-24 m2). Por tanto, en algunas realizaciones, los aniones hidruro de boro poliédrico, incluidos en cualquiera de las sales antes mencionadas, están enriquecidos en 10B. Existen diversos procedimientos para la síntesis de sales hidruro de boro poliédrico enriquecidas en 10B. En general, las síntesis comienzan con ácido bórico enriquecido en 10B, que se puede convertir en sales de borohidruro. Los borohidruros enriquecidos se pueden usar con cualquiera de los métodos descritos anteriormente, por ejemplo, para proporcionar sales enriquecidas en 10B. En algunas realizaciones, al menos una de las sales borohidruro de tetraalquilamonio o el aducto trialquilamino borano incluido en una mezcla de pirólisis descrita anteriormente se enriquece en 10B . Se describen sales B11H14- isotópicamente enriquecidas de ácido bórico isotópicamente enriquecido en la patente US-7.641.879 (Splielvogel).
Al menos algunas de las sales (p. ej., Li2B^H™, Na2B™H™, K2B10H10, (NH4)2B^H10, LiBuHu, NaBnHu, KB11H14, NH4B11H14, Li2B12H12, Na2B12H12, K2B12H12, y (NH4)2B^H12), incluidas sales enriquecidas en 10B, son comercializadas por Boron Specialties LLC, Valencia, Pa.
En algunas realizaciones, los aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano se proporcionan en la solución acuosa mediante disolución de LÍ2BwH™, LiBuHu, LCB11H12, o Li2B^H^. En algunas realizaciones, la sal hidruro de boro poliédrico es Li2B^H10. En algunas realizaciones, la sal hidruro de boro poliédrico es Li2B^H^. En algunas realizaciones, la sal hidruro de boro poliédrico es LiBuHu. En algunas realizaciones, la sal de carborano es LCB11H12. Debido a la masa atómica baja del litio, estas sales pueden tener el mayor porcentaje en peso de boro en comparación con otras sales de hidruro de boro poliédrico o sales de carborano. Además, como se describe con mayor detalle más adelante, las sales de litio pueden tener algunas de las solubilidades en agua más altas de las sales de hidruro de boro poliédrico. El 7Li es el isótopo de litio más común y supone 92,5 por ciento de los átomos. Sin embargo, el 7Li es transparente a los neutrones, y
puede ser útil en algunas realizaciones para enriquecer en 7Li cualquiera de LÍ2B10H10, LÍB11H14, LÍCB11H12, o LÍ2B12H12. El enriquecimiento en 'Li se puede llevar a cabo tratando (Et4N)2B^H 10, EUNB11H14, (Et4N)2B^H 12, o una sal de carborano preparada según los métodos descritos anteriormente, con 7LiOH en agua disponible comercialmente.
El hidruro de boro poliédrico y las sales de carborano son útiles en el método y la piscina de almacenamiento descritos en la presente memoria, por ejemplo, debido a su contenido generalmente alto de boro. Si bien el ácido bórico contiene solamente 17,5 % en peso de boro, de forma típica, las sales de hidruro de boro poliédrico y de carborano útiles para practicar la presente descripción tienen al menos 25 por ciento en peso de boro, en base al peso molecular total de la sal. Por ejemplo, Cs2 B ^H 10 contiene 28 % en peso de boro. En otros ejemplos, Li2B10H 10, Na2 B10H10, y (NH4)2B10H10 contienen 81,9 %, 65,9 % y 70,1 % en peso de boro, respectivamente. En otros ejemplos, Li2B ^H 12, Na2 B ^H 12, y (NH4)2B^H12 contienen 83,3 %, 69,1 % y 72,9 % en peso de boro, respectivamente. En otros ejemplos, LiCBnH12, NaCBnH^, y KCB11H12 contienen 79,3 %, 71,6 % y 65,3 % en peso de boro, respectivamente. En algunas realizaciones, las sales de hidruro de boro poliédrico o sales de carborano tienen al menos 30, 35, 40, 45, 50, 55, 60 o 65 por ciento en peso de boro, en base al peso molecular total de la sal.
Las sales de hidruro de boro poliédrico también son útiles en el método y la piscina de almacenamiento descritos en la presente memoria, por ejemplo, debido a sus elevadas solubilidades en agua. Aunque el ácido bórico tiene, típicamente, una solubilidad en agua de tan solo aproximadamente 4,7 gramos por 100 gramos de solución a 20 0C, típicamente, las sales de hidruro de boro poliédrico útiles para practicar la presente descripción tienen solubilidades de al menos 15 gramos por 100 gramos de solución a 20 0C o al menos tres veces la solubilidad en agua del ácido bórico. En algunas realizaciones, las sales de hidruro de boro poliédrico útiles para practicar la presente descripción tienen solubilidades en agua de al menos 20, 25, 30, 35, 40, 45, o al menos 50 gramos por 100 gramos de solución a 20 0C. También se espera que determinadas sales de carborano tengan solubilidades en agua útiles. El CB11H12", por ejemplo, es un anión muy débilmente coordinante. Las solubilidades en agua para muchas sales diferentes y el método para determinar estas solubilidades se indican en los ejemplos siguientes.
La piscina de almacenamiento según la presente descripción es útil, por ejemplo, para almacenar varillas de combustible nuclear fuera de un núcleo de reactor nuclear. La piscina de almacenamiento se ubica, generalmente, en el sitio del reactor donde se genera electricidad y puede contener varillas de combustible usado sumergidas, retiradas después de usar en un núcleo de reactor y que pueden ser varillas de combustible gastado, varillas de combustible fresco sumergidas para usar en el núcleo de reactor nuclear, otros componentes de reactor sumergidos, o cualquier combinación de estos. La solución acuosa que incluye al menos uno de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano, que son absorbedores de neutrones, permite evitar reacciones de fisión nuclear incontroladas en la piscina de almacenamiento. La solución acuosa de la piscina de almacenamiento sirve, además, como un blindaje frente a la radiación de las varillas de combustible radioactivo y como refrigerante para absorber el calor de los isótopos en proceso de descomposición radiactiva en el combustible. La solución acuosa útil para poner en práctica la presente descripción puede incluir sales disueltas según cualquiera de las realizaciones descritas anteriormente en cualquier concentración útil hasta el límite de solubilidad de la(s) sal(es). En algunas realizaciones, la sal hidruro de boro poliédrico o sal de carborano está presente a una concentración de al menos 15, 20, 25, 30, 35, 40, 45 o al menos 50 gramos por 100 gramos de la solución acuosa.
La piscina de almacenamiento puede tener al menos aproximadamente 6,1 metros (20 pies) de solución acuosa sobre las varillas de combustible sumergidas para proporcionar un margen de seguridad y permitir la manipulación de la unidad de combustible sin protección especial de los operadores. Aunque son posibles otras profundidades de al menos 6,1 metros (20 pies), en algunas realizaciones, la piscina de almacenamiento es de al menos aproximadamente 9,1 o 12,2 metros (30 o 40 pies) de profundidad. En algunas realizaciones, la piscina de almacenamiento está hecha de hormigón. Debe entenderse que la piscina de almacenamiento es una colección de agua en reposo y no es en sí misma un núcleo de reactor nuclear.
En algunas realizaciones, la piscina de almacenamiento incluye rejillas de almacenamiento diseñadas para contener varillas o unidades de combustible del núcleo de reactor nuclear. Las rejillas de almacenamiento pueden incluir carburo de boro en una matriz metálica o polimérica. Las rejillas de almacenamiento pueden ubicarse en aproximadamente los 4,3 metros (14 pies) inferiores de la piscina. Las varillas de combustible pueden almacenarse en rejillas en una configuración similar a su configuración cuando estaban en uso en un núcleo de reactor nuclear, aunque pueden ser útiles otras configuraciones. El método y la piscina de almacenamiento según la presente descripción también son útiles cuando las varillas de combustible no se almacenan en rejillas. Por ejemplo, después de un desastre natural o accidente, las varillas de combustible pueden quedar desordenadas en el fondo de la piscina. Al menos algunas de las varillas de combustible pueden quedar aplastadas o rotas o pueden perder una parte de su revestimiento.
En el método para almacenar combustible nuclear fuera de un núcleo de reactor nuclear descrito en la presente memoria, las sales disueltas en cualquiera de sus realizaciones descritas anteriormente pueden estar presentes en la piscina de almacenamiento antes de sumergir en ella cualquier varilla de combustible nuclear o parte de la misma. De forma alternativa o adicional, se puede añadir al menos una sal de hidruro de boro poliédrico o sal de carborano a una piscina de almacenamiento de agua que tiene al menos una parte de una varilla de combustible nuclear ya sumergida
en la misma. Añadir la sal de hidruro de boro poliédrico o sal de carborano proporciona la solución acuosa de al menos uno de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano. Añadir la sal de hidruro de boro poliédrico o sal de carborano a piscinas existentes puede ser útil después de un desastre natural, emergencia nuclear u otras situaciones que presenten la amenaza de criticidad (p. ej., se necesita añadir a la piscina combustible nuclear adicional, ya sea gastado o fresco).
La presente descripción también proporciona un método de mantenimiento de un reactor nuclear que incluye recibir al menos una varilla de combustible usado de un núcleo de reactor nuclear en una piscina de almacenamiento de combustible nuclear que comprende una solución acuosa que comprende al menos uno de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano. El mantenimiento puede ser parte de una operación de apagado o de recarga de combustible, por ejemplo. En algunos casos, las unidades de combustible usadas se apilan en rejillas y se llevan desde el núcleo del reactor hasta la piscina de almacenamiento a lo largo de la parte inferior de los canales de agua. En realizaciones en las que se recarga el combustible del reactor nuclear, la varilla de combustible usado está, típicamente, gastada y el método puede incluir, además, recibir al menos una varilla de combustible nuclear fresco en la caja de almacenamiento. Sin embargo, no es necesario que el combustible fresco y el combustible gastado estén en la misma piscina de almacenamiento. Típicamente, cuando el núcleo del reactor nuclear se recarga de combustible, el combustible fresco reemplaza una parte del combustible gastado en el núcleo del reactor y el combustible gastado del núcleo se almacena en la piscina de almacenamiento de combustible gastado. El combustible fresco se puede suministrar desde un recipiente blindado de transporte de combustible fresco a una piscina de combustible fresco, desde la cual se transfiere al núcleo del reactor nuclear.
Determinadas características del ácido bórico limitan su utilidad en una piscina de combustible gastado y/o en una piscina de combustible fresco. Como se ha descrito anteriormente, la solubilidad del ácido bórico en agua es, típicamente, de aproximadamente 4,7 gramos por 100 gramos de solución a 20 0C. La baja concentración del boro soluble en una piscina de almacenamiento puede limitar su utilidad para evitar la criticidad cuando está presente una gran cantidad de combustible. Asimismo, la corrosión del ácido bórico debido a los depósitos puede poner en peligro la integridad de las rejillas y los sistemas relacionados. Además, el uso de ácido bórico proporciona un pH ligeramente ácido, lo que puede dar lugar a la corrosión del revestimiento de la varilla de combustible. Para llevar el pH a niveles aceptables, se puede añadir al agua 7LiOH. Sin embargo, la presencia de demasiado LiOH puede dar lugar también a la corrosión del revestimiento de la varilla de combustible nuclear. Para proteger adicionalmente el revestimiento frente a la corrosión, se puede añadir óxido de cinc agotado, que interactúa con el material de revestimiento de combustible. Debido a la mayor solubilidad de las sales de hidruro de boro poliédrico y determinadas sales de carborano poliédricas, puede haber mayores concentraciones de boro soluble en piscinas de almacenamiento que cuando se utiliza ácido bórico, proporcionando un mejor control sobre las reacciones de fisión y permitiendo la presencia de cantidades más altas de combustible. Además, debido a esta mayor solubilidad, las sales de hidruro de boro poliédrico y determinadas sales de carborano poliédricas no serán tan propensas a depositarse, y si se producen los depósitos no se espera que tengan la misma corrosividad. Las sales de hidruro de boro y de carborano poliédricas tienen un pH neutro, lo que puede reducir o eliminar la necesidad de LiOH costoso y óxido de cinc reducido en los métodos y piscina de almacenamiento según la presente descripción.
Además, los aniones hidruro de boro poliédrico y los aniones carborano son, de forma típica, térmicamente estables y no tóxicos. La estructura de tipo jaula de los aniones de hidruro de boro poliédrico y carborano los hace muy estables químicamente, lo que permite un almacenamiento a largo plazo. Las soluciones acuosas que contienen estas sales están listas para usar cuando sea necesario. Además, el uso de sales de hidruro de boro poliédrico en soluciones acuosas no introducirá átomos adicionales ni especies de descomposición posteriores en la química general del agua que no estén convencionalmente presentes.
Las varillas de combustible que pueden almacenarse o ser recibidas según los métodos descritos en la presente descripción y/o presentes en la piscina de almacenamiento de la presente descripción pueden ser de cualquier tipo de núcleo de reactor nuclear. En algunas realizaciones, el núcleo de reactor nuclear es un componente de un reactor de agua ligera, un reactor de agua en ebullición, un reactor de agua a presión, un reactor modular pequeño o un reactor de agua pesada. En algunas realizaciones, el núcleo de reactor nuclear es un componente de un reactor de agua ligera, que puede ser un reactor de agua en ebullición o un reactor de agua a presión.
En algunas realizaciones, las varillas de combustible que pueden almacenarse o recibirse según los métodos descritos en la presente descripción y/o presentes en la piscina de almacenamiento de la presente descripción son de un reactor de agua ligera. En un reactor de agua ligera, el refrigerante primario es H2O, que fluye a través del núcleo del reactor para extraer calor para generar vapor o para algún otro propósito útil. Para la generación de energía eléctrica, el vapor se utiliza para impulsar una turbina generadora. En los reactores nucleares térmicos, el agua de refrigerante primario sirve, además, como un moderador de neutrones que termaliza neutrones, lo que mejora la reactividad del material fisionable. Se emplean diversos mecanismos de control de la reactividad, tales como varillas de control operadas mecánicamente y tratamiento químico del refrigerante primario con un veneno de neutrones soluble para regular la reactividad y la generación de calor resultante.
En algunas realizaciones, las varillas de combustible que pueden almacenarse o recibirse según los métodos descritos en la presente descripción y/o presentes en la piscina de almacenamiento de la presente descripción son de un boiling water reactor (reactor de agua en ebullición - BWR). Un BWR es un tipo de reactor de agua ligera, descrito anteriormente, en el que el agua de refrigerante primario hierve para generar el vapor. El agua de refrigerante primario se mantiene, típicamente, en un recipiente de presión del reactor que también contiene el núcleo del reactor.
En algunas realizaciones, las varillas de combustible que pueden almacenarse o recibirse según los métodos descritos en la presente descripción y/o presentes en la piscina de almacenamiento de la presente descripción son de un pressurized water reactor (reactor de agua a presión - PWR). Un PWR es un tipo de reactor de agua ligera, descrito anteriormente, con el agua de refrigerante primario mantenida en un estado supercalentado en un recipiente de presión sellado que también contiene el núcleo del reactor. Esta agua caliente, que no está en ebullición, a continuación intercambia calor con un sistema de agua de baja presión, secundario, que se transforma en vapor e impulsa la turbina. En el PWR, se controlan tanto la presión como la temperatura del agua de refrigerante primario. En algunas realizaciones, las varillas de combustible que pueden almacenarse según el método y/o en la piscina de almacenamiento de la presente descripción son de un heavy water reactor (reactor de agua pesada - HWR). Una HWR funciona como un PWR, pero el agua de enfriamiento primario es D2O en lugar de H2O.
En algunas realizaciones, las varillas de combustible que pueden almacenarse o recibirse según los métodos descritos en la presente descripción y/o presentes en la piscina de almacenamiento de la presente descripción son de un pequeño reactor modular. Estos reactores tienen, típicamente, una generación de electricidad de menos de 500 megavatios (MW). Los reactores modulares están diseñados para ser fabricados y armados en un lugar de fábrica central y luego enviarse a su nueva ubicación para la instalación. Los reactores modulares pequeños pueden ser de agua ligera enfriada o agua pesada enfriada y pueden ser reactores de agua en ebullición o reactores de agua a presión.
Algunas realizaciones de la descripción
En una primera realización, la presente descripción proporciona un método para almacenar combustible nuclear fuera de un núcleo de reactor nuclear, comprendiendo el método al menos uno de:
sumergir al menos una parte de una varilla de combustible nuclear en una piscina de almacenamiento que comprende una solución acuosa que comprende al menos uno de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano; o
añadir una sal que comprende un anión hidruro de boro poliédrico o anión carborano a una piscina de almacenamiento que comprende agua y al menos una parte de una varilla de combustible nuclear sumergida en ella, en donde la adición de la sal proporciona una solución acuosa que comprende al menos uno de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano.
En una segunda realización, la presente descripción proporciona el método de la primera realización, en donde el método comprende sumergir al menos una parte de una varilla de combustible nuclear en una piscina que comprende una solución acuosa que comprende al menos uno de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano.
En una tercera realización, la presente descripción proporciona el método de la primera realización, en donde el método comprende añadir al menos una sal que comprende un anión hidruro de boro poliédrico o un anión carborano a una piscina que comprende agua y al menos una parte de una varilla de combustible nuclear sumergida en el mismo.
En una cuarta realización, la presente descripción proporciona una piscina de almacenamiento que comprende:
una solución acuosa que comprende al menos uno de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano; y
al menos una parte de una varilla de combustible nuclear sumergida en la solución acuosa.
En una quinta realización, la presente descripción proporciona el método o la piscina de almacenamiento de una cualquiera de las realizaciones primera a cuarta, en donde la varilla de combustible nuclear o la parte de la misma es una varilla de combustible gastado o una parte de la misma.
En una sexta realización, la presente descripción proporciona el método o la piscina de almacenamiento de una cualquiera de las realizaciones primera a cuarta, en donde la varilla de combustible nuclear o la parte de la misma es una varilla de combustible fresco o una parte de la misma.
En una séptima realización, la presente descripción proporciona el método o la piscina de almacenamiento de una cualquiera de las realizaciones primera a cuarta, en donde la varilla de combustible nuclear o la parte de la misma es una varilla de combustible usado o una parte de la misma.
En una octava realización, la presente descripción proporciona el método o la piscina de almacenamiento de una cualquiera de las realizaciones primera a séptima, en donde al menos uno de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano están enriquecidos en 10B.
En una novena realización, la presente descripción proporciona el método o la piscina de almacenamiento de una cualquiera de las realizaciones primera a octava, en donde al menos uno de los aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano son proporcionados por una sal del grupo I o sal de amonio disuelta.
En una décima realización, la presente descripción proporciona el método o la piscina de almacenamiento de la novena realización, en donde la sal de grupo I o la sal de amonio tiene al menos 25 por ciento en peso de boro.
En una undécima realización, la presente descripción proporciona el método o la piscina de almacenamiento de las realizaciones novena o la décima, en donde la sal de grupo I o la sal de amonio tiene una solubilidad en agua de al menos 15 gramos por 100 gramos de solución a 20 0C.
En una duodécima realización, la presente descripción proporciona el método o la piscina de almacenamiento de una cualquiera de las realizaciones primera a la undécima, en donde los aniones son aniones hidruro de boro poliédrico que comprenden al menos uno de B10H102-, B11H14-, o B12H122-.
En una decimotercera realización, la presente descripción proporciona el método o la piscina de almacenamiento de la duodécima realización, en donde los aniones hidruro de boro poliédrico comprenden al menos uno de B10H102- o B12H12-.
En una decimocuarta realización, la presente descripción proporciona el método o la piscina de almacenamiento de la decimotercera realización, en donde los aniones hidruro de boro poliédrico son de una sal disuelta seleccionada del grupo que consiste en Li2B10H10, Na2B^H10, K2B10H10, (NH4)2B10H10, Li2B^H^, Na2B^H12, K2B12H12, (NH4)2B12H12, y combinaciones de las mismas.
En una decimoquinta realización, la presente descripción proporciona el método o la piscina de almacenamiento de la decimocuarta realización, en donde el Li2B^H™ o el Li2B12H12 está enriquecido en 7Li.
En una decimosexta realización, la presente descripción proporciona el método o la piscina de almacenamiento de la duodécima realización, en donde los aniones hidruro de boro poliédrico comprenden B11H14-, en donde los aniones hidruro de boro poliédrico son de una sal disuelta seleccionada del grupo que consiste en LiBinHu, NaBuHu, KB11H14, (NH4)Bh H14, y combinaciones de los mismos, y opcionalmente en donde el LiBuHu está enriquecido en 7Li.
En una decimoséptima realización, la presente descripción proporciona el método o la piscina de almacenamiento de una cualquiera de las realizaciones primera a la undécima, en donde los aniones son aniones carborano, en donde los aniones carborano comprenden CB11H12-, en donde los aniones carborano son de una sal disuelta seleccionada del grupo que consiste en LiCBnH^, NaCBnH^, KCB11H12, NH4CB11H12, y combinaciones de las mismas, y opcionalmente en donde el L iC BnH ^ está enriquecido en 7Li.
En una decimoctava realización, la presente descripción proporciona el método o la piscina de almacenamiento de una cualquiera de las realizaciones primera a decimoséptima, en donde la piscina de almacenamiento además comprende una rejilla en la que se almacena la varilla de combustible nuclear o parte de la misma.
En una decimonovena realización, la presente descripción proporciona el método o la piscina de almacenamiento de una cualquiera de las realizaciones primera a decimoctava, en donde la piscina de almacenamiento tiene al menos 6,1 metros (20 pies) de la solución acuosa sobre la varilla de combustible nuclear o parte de la misma.
En una vigésima realización, la presente descripción proporciona el método o la piscina de almacenamiento de una cualquiera de las realizaciones primera a decimonovena, en donde la piscina de almacenamiento está situada en un sitio que además comprende al menos uno de un reactor de agua ligera, un reactor de agua en ebullición, un reactor de agua a presión, un reactor modular pequeño, o un reactor de agua pesada.
En una vigesimoprimera realización, la presente descripción proporciona un método de mantenimiento de un núcleo de reactor nuclear, comprendiendo el método recibir al menos una varilla de combustible usado de un núcleo de reactor nuclear en una piscina de almacenamiento que comprende una solución acuosa que comprende al menos uno de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano.
En una vigesimosegunda realización, la presente descripción proporciona el método de la vigesimoprimera realización, en donde la varilla de combustible nuclear usado es una varilla de combustible gastado.
En una vigesimotercera realización, la presente descripción proporciona el método de la vigesimoprimera o vigesimosegunda realización, que además comprende recibir al menos una varilla de combustible nuclear fresco en la piscina de almacenamiento.
En una vigesimocuarta realización, la presente descripción proporciona el método de una cualquiera de las realizaciones vigesimoprimera a la vigesimotercera, en donde la piscina de almacenamiento además comprende una rejilla sobre la que se coloca la al menos una varilla de combustible nuclear usado.
En una vigesimoquinta realización, la presente descripción proporciona el método de una cualquiera de las realizaciones vigesimoprimera a vigesimocuarta, en donde la piscina de almacenamiento tiene al menos 6,1 metros (20 pies) de la solución acuosa sobre al menos una varilla de combustible nuclear usado.
En una vigesimosexta realización, la presente descripción proporciona el método de una cualquiera de las realizaciones vigesimoprimera a la vigesimoquinta, en donde el núcleo de reactor nuclear es un componente de un reactor de agua ligera, un reactor de agua en ebullición, un reactor de agua a presión, un reactor modular pequeño, o un reactor de agua pesada.
En una vigesimoséptima realización, la presente descripción proporciona el método de una cualquiera de las realizaciones vigesimoprimera a vigesimosexta, en donde el mantenimiento del núcleo de reactor nuclear comprende recargar el combustible del núcleo del reactor nuclear.
En una vigesimoctava realización, la presente descripción proporciona el método de una cualquiera de las realizaciones vigesimoprimera a vigesimosexta, en donde el mantenimiento del núcleo de reactor nuclear comprende parar el núcleo de reactor nuclear.
En una vigesimonovena realización, la presente descripción proporciona el método de una cualquiera de las realizaciones vigesimoprimera a vigesimoctava, en donde el al menos uno de los aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano están enriquecidos en 10B.
En una trigésima realización, la presente descripción proporciona el método de una cualquiera de las realizaciones vigesimoprimera a vigesimonovena, en donde al menos uno de los aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano son proporcionados por una sal del grupo I o sal de amonio disuelta.
En una trigesimoprimera realización, la presente descripción proporciona el método de la trigésima realización, en donde la sal de grupo I o sal de amonio tiene al menos 25 por ciento en peso de boro.
En una trigesimosegunda realización, la presente descripción proporciona el método de la trigésima o la trigesimoprimera realización, en donde la sal de grupo I o sal de amonio tiene una solubilidad en agua de al menos 15 gramos por 100 gramos de solución a 20 0C.
En una trigesimotercera realización, la presente descripción proporciona el método de una cualquiera de las realizaciones vigesimoprimera a la trigesimosegunda, en donde los aniones son aniones hidruro de boro poliédrico que comprenden al menos uno de B10H102-, B11H14-, o B12H12-.
En una trigesimocuarta realización, la presente descripción proporciona el método de la trigesimotercera realización, en donde los aniones hidruro de boro poliédrico comprenden al menos uno de B10 H102- o B12H122-. En una trigesimoquinta realización, la presente descripción proporciona el método de la trigesimocuarta realización, en donde los aniones hidruro de boro poliédrico son de una sal disuelta seleccionada del grupo que consiste en LÍ2BwHw, Na2B10H10, K2B10H10, (NH4)2B1üH10, Li2B12H12, Na2B^H12, K2B12H12, (NH4)2B^12, y combinaciones de las mismas. En una trigesimosexta realización, la presente descripción proporciona el método de la trigesimoquinta realización, en donde el Li2B^H™ o Li2B12H12 está enriquecido en 7Li.
En una trigesimonovena realización, la presente descripción proporciona el método de la trigesimotercera realización, en donde los aniones hidruro de boro poliédrico comprenden B11H14-, en donde los aniones hidruro de boro poliédrico son de una sal disuelta seleccionada del grupo que consiste en LiBinHn, NaBnHu, KB11H14, (NH4)Bh Hh , y combinaciones de los mismos, y opcionalmente en donde el LiBnHu está enriquecido en 7Li. En una trigesimoctava realización, la presente descripción proporciona el método de una cualquiera de las realizaciones vigesimoprimera a la trigesimosegunda, en donde los aniones son aniones carborano, en donde los aniones carborano comprenden CB11H12-, en donde los aniones carborano son de una sal disuelta seleccionada del grupo que consiste en LiCBnH^, NaCBnH^, KCB11H12, NH4CB11H12, y combinaciones de las mismas, y opcionalmente en donde el LiCBnH^ está enriquecido en 7Li.
Los siguientes ejemplos específicos, pero no limitativos, servirán para ilustrar la presente descripción.
Ejemplos
Las sales de la siguiente Tabla pueden ser útiles en el método y la piscina de almacenamiento según la presente descripción en cualquiera de las realizaciones anteriores.
Las solubilidades de sal indicadas en la siguiente Tabla se determinaron mediante el siguiente procedimiento. Una cantidad conocida de agua (25 gramos o 50 gramos) se añadió a un matraz de fondo redondo de 2 cuellos con termómetro y varilla de agitación en una placa de agitación magnética. El soluto (sal) se pesó analíticamente y se añadió al solvente en incrementos de aproximadamente 0,1 g mientras se medía la temperatura de la solución. El soluto se añadió hasta que se observó turbidez en la solución después de la adición y agitación. A continuación se calculó la solubilidad en gramos por 100 gramos de solución de referencia, que se proporciona a continuación en la Tabla. El intervalo de temperatura medido fue de 18 0C a 21 0C.
Tabla: Solubilidades de sal en gramos por 100 gramos de solución
Claims (15)
1. Un método para almacenamiento de combustible nuclear fuera de un núcleo de reactor nuclear, comprendiendo el método al menos uno de:
sumergir al menos una parte de una varilla de combustible nuclear en una piscina de almacenamiento de combustible nuclear que comprende una solución acuosa que comprende al menos uno de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano;
o
añadir una sal que comprende un anión hidruro de boro poliédrico o anión carborano a una piscina de almacenamiento de combustible nuclear que comprende agua y al menos una parte de una varilla de combustible nuclear sumergida en ella, en donde la adición de la sal proporciona una solución acuosa que comprende al menos uno de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano.
2. Una piscina de almacenamiento de combustible nuclear que comprende:
una solución acuosa que comprende al menos uno de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano;
y al menos una parte de una varilla de combustible nuclear sumergida en la solución acuosa.
3. El método o la piscina de almacenamiento de combustible nuclear de la reivindicación 1 o 2, en donde la varilla de combustible nuclear o la parte de esta es una varilla de combustible gastado o una parte de esta o una varilla de combustible usado o una parte de esta.
4. El método o la piscina de almacenamiento de combustible nuclear de la reivindicación 1 o 2, en donde la varilla de combustible nuclear o la parte de esta es una varilla de combustible fresco o una parte de esta.
5. Un método para mantener un núcleo de reactor nuclear, comprendiendo el método recibir al menos una varilla de combustible usado del núcleo de reactor nuclear en una piscina de almacenamiento de combustible nuclear que comprende una solución acuosa que comprende al menos uno de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano.
6. El método o la piscina de almacenamiento de combustible nuclear de una cualquiera de las reivindicaciones 1, 2 o 5, en donde la piscina de almacenamiento de combustible nuclear tiene al menos 6,1 metros (20 pies) de la solución acuosa sobre la varilla de combustible nuclear o parte de esta.
7. El método o la piscina de almacenamiento de combustible nuclear de una cualquiera de las reivindicaciones 1, 2, 5 o 6, en donde la piscina de almacenamiento de combustible nuclear comprende además una rejilla en la cual se coloca la varilla de combustible nuclear o parte de esta.
8. El método o la piscina de almacenamiento de combustible nuclear de una cualquiera de las reivindicaciones 1, 2, o 5 a 7, en donde el al menos uno de los aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano están enriquecidos en 10B.
9. El método o la piscina de almacenamiento de combustible nuclear de una cualquiera de las reivindicaciones 1, 2, o 5 a 8, en donde el al menos uno de los aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano comprenden al menos uno de B10H102-, B11H14-, CB11H12 o B12H122-.
10. El método o la piscina de almacenamiento de combustible nuclear de una cualquiera de las reivindicaciones 1,2, o 5 a 9, en donde la solución acuosa comprende aniones hidruro de boro poliédrico.
11. El método o la piscina de almacenamiento de combustible nuclear de la reivindicación 10, en donde los aniones hidruro de boro poliédrico comprenden al menos uno de B10H102 o B12H122 .
12. El método o la piscina de almacenamiento de combustible nuclear de la reivindicación 10, en donde los aniones hidruro de boro poliédrico son proporcionados por una sal disuelta seleccionada del grupo que consiste en Li2B10H10, Na2B10H10, K2B10H10, (NH4)2B10H10, LiB11H14, NaB11H14, KB11H14, (NH4)B11H14, Li2B12H12, Na2B12H12, K2B12H12, (NH4)2B12H12, y combinaciones de los mismos.
13. El método o la piscina de almacenamiento de combustible nuclear de una cualquiera de las reivindicaciones 1, 2, o 5 a 9, en donde el al menos uno de los aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano son proporcionados por una sal del grupo I o sal de amonio disuelta.
14. El método o la piscina de almacenamiento de combustible nuclear de la reivindicación 13, en donde la sal del grupo I o sal de amonio tiene al menos 25 por ciento en peso de boro.
15. El método o la piscina de almacenamiento de combustible nuclear de una cualquiera de las reivindicaciones 1, 2 o 5, en donde el al menos uno de los aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano son proporcionados por una sal disuelta que tiene una solubilidad en agua de al menos 15 gramos por 100 gramos de solución a 20 °C.
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US201461984538P | 2014-04-25 | 2014-04-25 | |
| PCT/US2015/027305 WO2015164610A1 (en) | 2014-04-25 | 2015-04-23 | Pool including aqueous solution of polyhedral boron hydride anions or carborane anions and methods of using the same |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| ES2870600T3 true ES2870600T3 (es) | 2021-10-27 |
Family
ID=54333185
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| ES15783421T Active ES2870600T3 (es) | 2014-04-25 | 2015-04-23 | Piscina de almacenamiento de combustible nuclear que incluye una solución acuosa de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano y métodos de uso de la misma |
Country Status (8)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US10886032B2 (es) |
| EP (1) | EP3134902B1 (es) |
| JP (1) | JP6904900B2 (es) |
| KR (1) | KR102380006B1 (es) |
| CN (1) | CN106463190B (es) |
| CA (1) | CA2946854A1 (es) |
| ES (1) | ES2870600T3 (es) |
| WO (1) | WO2015164610A1 (es) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US11227696B2 (en) * | 2017-11-21 | 2022-01-18 | Westinghouse Electric Company Llc | Reactor containment building spent fuel pool filter vent |
Family Cites Families (54)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| BE561637A (es) | 1956-10-27 | |||
| US3148938A (en) | 1960-02-05 | 1964-09-15 | Du Pont | Ammonia and hydrazine salts of the b10h10-2 anion |
| US3169045A (en) | 1960-05-20 | 1965-02-09 | Du Pont | Dodecahydrododecaborate compounds |
| US3390966A (en) | 1962-11-13 | 1968-07-02 | Du Pont | Chemical products and their preparation |
| US3355261A (en) | 1963-04-29 | 1967-11-28 | Du Pont | Chemical process |
| US3328134A (en) | 1964-12-28 | 1967-06-27 | Du Pont | Process for preparing polyhydropolyborates |
| GB1173813A (en) * | 1966-05-06 | 1969-12-10 | Gen Electric Canada | Nuclear Reactor Control Using Neutron Absorption Fluid |
| US3961017A (en) | 1975-03-24 | 1976-06-01 | Mine Safety Appliances Company | Production of dodecahydrododecaborate (2-) |
| US4115521A (en) | 1976-03-22 | 1978-09-19 | Union Carbide Corporation | Process for the synthesis of decaborane(14) |
| US4115520A (en) | 1977-05-20 | 1978-09-19 | Union Carbide Corporation | Process for the synthesis of tetradecahydroundecaborate compounds |
| US4150057A (en) | 1978-03-29 | 1979-04-17 | The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Army | Method for preparation of a carboranyl burning rate accelerator precursor |
| US4153672A (en) | 1978-07-21 | 1979-05-08 | Union Carbide Corporation | Synthesis of tetradecahydroundecaborate (-1) from borohydride ion |
| US4495140A (en) * | 1981-11-24 | 1985-01-22 | Westinghouse Electric Corp. | Permanent deactivation of nuclear reactor |
| US5245641A (en) * | 1981-12-22 | 1993-09-14 | Westinghouse Electric Corp. | Spent fuel storage rack |
| US4391993A (en) | 1982-02-12 | 1983-07-05 | The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Army | Thermolysis of tetraalkylammonium borohydrides to bis(tetraalkylammonium) decahydrodecaboranes |
| FR2544907B1 (fr) | 1983-04-21 | 1985-07-19 | Framatome Sa | Procede de reglage automatique de la teneur en bore soluble de l'eau de refroidissement d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
| EP0175140B1 (en) * | 1984-09-04 | 1989-04-26 | Westinghouse Electric Corporation | Spent fuel storage cask having continuous grid basket assembly |
| US4781883A (en) * | 1984-09-04 | 1988-11-01 | Westinghouse Electric Corp. | Spent fuel storage cask having continuous grid basket assembly |
| US4640827A (en) | 1985-09-30 | 1987-02-03 | Chevron Research Company | Trihydrated potassium triborate and process for reacting two borates in the solid state |
| JPS6361191A (ja) | 1986-09-01 | 1988-03-17 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体貯蔵ラツク |
| US4968478A (en) | 1988-02-22 | 1990-11-06 | Burda Paul A | Corrosion inhibition of closed cooling water auxiliary system for nuclear power plants |
| US5045275A (en) * | 1989-05-16 | 1991-09-03 | The Georgia Tech Research Corporation | Gaseous reactor control system |
| JP2922374B2 (ja) | 1992-12-25 | 1999-07-19 | 核燃料サイクル開発機構 | 原子力プラント事故対応支援システム |
| JP2887036B2 (ja) | 1993-01-19 | 1999-04-26 | 住友金属鉱山株式会社 | 核分裂生成貴金属の分離・精製方法 |
| US5443732A (en) | 1994-04-01 | 1995-08-22 | Westinghouse Electric Corporation | Boron isotope separation using continuous ion exchange chromatography |
| JPH0980192A (ja) * | 1995-09-08 | 1997-03-28 | Japan Atom Energy Res Inst | 可溶性中性子毒物又は固定中性子吸収材としての有機ホウ素化合物による核燃料再処理工程における臨界安全維持方法 |
| FR2746328B1 (fr) | 1996-03-21 | 1998-05-29 | Stmi Soc Tech Milieu Ionisant | Gel organomineral de decontamination et son utilisation pour la decontamination de surfaces |
| DE19748222C1 (de) | 1997-10-31 | 1999-07-15 | Siemens Ag | Verfahren zum Vorbereiten einer Endlagerung bestrahlter Brennstäbe eines Kernkraftwerks sowie Strahlenschutzbehälter |
| US6525224B1 (en) * | 1999-06-08 | 2003-02-25 | Northern Illinois University | Fused polyhedron borane dianion |
| JP2002022888A (ja) * | 2000-07-03 | 2002-01-23 | Sekisui Chem Co Ltd | 中性子吸収材料 |
| US7161040B2 (en) | 2001-03-30 | 2007-01-09 | The Board Of Regents Of The University And Community College System Of Nevada On Behalf Of The University Of Nevada Reno | Method for preparation of carborane anions |
| JP4592232B2 (ja) | 2001-08-08 | 2010-12-01 | 三菱重工業株式会社 | 中性子遮蔽材用組成物、遮蔽材及び容器 |
| TWI375660B (en) | 2004-01-22 | 2012-11-01 | Semequip Inc | Isotopically-enriched boranes and methods of preparing them |
| TWI372725B (en) | 2004-01-30 | 2012-09-21 | Semequip Inc | Methods of synthesis of isotopically enriched borohydride and methods of synthesis of isotopically enriched boranes |
| EP1758816B1 (en) * | 2004-02-02 | 2015-05-13 | Semequip, Inc. | Method of production of b10h10²-ammonium salts and methods of production of b18h22 |
| WO2005076288A1 (ja) * | 2004-02-04 | 2005-08-18 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | 中性子遮蔽材用組成物、遮蔽材及び容器 |
| US8002236B2 (en) * | 2005-05-20 | 2011-08-23 | Gej, Llc | Remotely controlled lockout device |
| US7718154B2 (en) | 2005-06-16 | 2010-05-18 | Air Products And Chemicals, Inc. | Process for producing boranes |
| US20060286020A1 (en) * | 2005-06-16 | 2006-12-21 | Ivanov Sergei V | Method for producing dodecahydrododecaborates |
| JP2009114174A (ja) * | 2007-11-05 | 2009-05-28 | Rohm & Haas Co | ＭｎＢ１２Ｈ１２の調製 |
| KR101020784B1 (ko) | 2009-03-19 | 2011-03-09 | 한국원자력연구원 | 초임계압수냉각원자로의 비상노심냉각장치에 사용되는 중성자 흡수 물질이 균일하게 분산된 냉각수 |
| US8233581B2 (en) | 2009-03-31 | 2012-07-31 | Westinghouse Electric Company Llc | Process for adding an organic compound to coolant water in a pressurized water reactor |
| BR112012010799A2 (pt) * | 2009-11-06 | 2016-03-29 | Searete Llc | métodos e sistemas para migrar conjuntos de combustível em um reator de fissão nuclear |
| US9786392B2 (en) | 2009-11-06 | 2017-10-10 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| US9799416B2 (en) | 2009-11-06 | 2017-10-24 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| US9922733B2 (en) | 2009-11-06 | 2018-03-20 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| US8664629B2 (en) * | 2010-08-18 | 2014-03-04 | Honeywell Federal Manufacturing & Technologies, Llc | Boron cage compound materials and composites for shielding and absorbing neutrons |
| US9428629B2 (en) | 2010-08-18 | 2016-08-30 | Honeywell Federal Manufacturing & Technologies, Llc | Use of Li2[B12H12] salt to absorb water into polymers |
| US8638898B2 (en) | 2011-03-23 | 2014-01-28 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Emergency core cooling system for pressurized water reactor |
| KR20130061202A (ko) * | 2011-11-29 | 2013-06-11 | 한국원자력연구원 | 사용 후 핵연료로부터 발생하는 중성자 처리방법 |
| JP5823902B2 (ja) | 2012-03-28 | 2015-11-25 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力発電プラントの使用済み燃料輸送方法 |
| JP2014048190A (ja) | 2012-08-31 | 2014-03-17 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 緩衝装置及び緩衝装置の製造方法 |
| US9423516B2 (en) * | 2013-03-15 | 2016-08-23 | Westinghouse Electric Company Llc | Systems and methods for spent fuel pool subcriticality measurement and monitoring |
| JP6412099B2 (ja) | 2013-03-15 | 2018-10-24 | セラダイン，インコーポレイティド | 原子炉を冷却する方法及び、多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンを含む原子炉 |
-
2015
- 2015-04-23 ES ES15783421T patent/ES2870600T3/es active Active
- 2015-04-23 JP JP2017507915A patent/JP6904900B2/ja active Active
- 2015-04-23 CN CN201580022098.3A patent/CN106463190B/zh not_active Expired - Fee Related
- 2015-04-23 US US15/306,324 patent/US10886032B2/en active Active
- 2015-04-23 EP EP15783421.9A patent/EP3134902B1/en active Active
- 2015-04-23 WO PCT/US2015/027305 patent/WO2015164610A1/en not_active Ceased
- 2015-04-23 KR KR1020167032364A patent/KR102380006B1/ko active Active
- 2015-04-23 CA CA2946854A patent/CA2946854A1/en not_active Abandoned
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP3134902B1 (en) | 2021-03-31 |
| CN106463190B (zh) | 2019-02-15 |
| US10886032B2 (en) | 2021-01-05 |
| US20170047133A1 (en) | 2017-02-16 |
| EP3134902A4 (en) | 2018-01-17 |
| KR20160147864A (ko) | 2016-12-23 |
| EP3134902A1 (en) | 2017-03-01 |
| JP2017514154A (ja) | 2017-06-01 |
| CA2946854A1 (en) | 2015-10-29 |
| WO2015164610A1 (en) | 2015-10-29 |
| JP6904900B2 (ja) | 2021-07-21 |
| CN106463190A (zh) | 2017-02-22 |
| KR102380006B1 (ko) | 2022-03-29 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Zrodnikov et al. | Innovative nuclear technology based on modular multi-purpose lead–bismuth cooled fast reactors | |
| US10679759B2 (en) | Method of cooling nuclear reactor and nuclear reactor including polyhedral boron hydride or carborane anions | |
| Mushtaq | Producing radioisotopes in power reactors | |
| Phillips et al. | Sources of tritium | |
| ES2870600T3 (es) | Piscina de almacenamiento de combustible nuclear que incluye una solución acuosa de aniones hidruro de boro poliédrico o aniones carborano y métodos de uso de la misma | |
| EP3091539B1 (en) | Systems and methods for generating isotopes in nuclear reactor startup source holders | |
| Przystupa et al. | Assessing air pollution from nuclear power plants | |
| Guezzi et al. | The Fukushima Disaster: A Cold Analysis | |
| Lovecký et al. | Neutron absorber concept in spent fuel casks aiming at improved nuclear safety and better economics | |
| Lewis | Space shielding materials for Prometheus application | |
| Park et al. | An Estimation of Carbon-14 Production Rate at KIJANG Research Reactor | |
| Aguilar-Dominguez et al. | Subcritical nuclear reactor with Thorium and NG for BNCT | |
| Koivumäki | Nuclear power plants and sustainability | |
| Laser et al. | Fission product nuclear data and environmental aspects of the nuclear fuel cycle | |
| Caron et al. | Life cycle of carbon-14 from nuclear reactor production: global and North American estimates | |
| Petrovic et al. | Integral inherently safe light water reactor (i2s-lwr) concept | |
| Sasa | Studies on Accelerator-driven System in JAEA and Transmutation Experimental Facility Program | |
| Ade et al. | Safety issues of thorium utilization in commercial LWRs | |
| Evans | The physics behind Fukushima Daiichi | |
| Abdelrazek | Research Reactors Types and Utilization | |
| Patek | Environmental behaviour and dosimetry of Krypton-85 | |
| Akaho et al. | Robert Bright Mawuko Sogbadji | |
| Tocheny | Experimental and Research Study of Novel Nuclear Concepts (Survey of Current Results of ISTC Programs) | |
| Sasa et al. | Shielding Analysis of the Secondary Coolant Circuit of Accelerator Driven Systems | |
| High-Temperature | Molten Salt Reactor |