JP2500390B2 - 深海調査船用原子炉 - Google Patents
深海調査船用原子炉Info
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- Japan
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- pressure
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
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- Y02T—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO TRANSPORTATION
- Y02T70/00—Maritime or waterways transport
- Y02T70/50—Measures to reduce greenhouse gas emissions related to the propulsion system
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- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】この発明は、深海に潜水して各種
の調査を行うための深海調査船の動力源として好適な、
特に耐圧性能に優れた原子炉に関するものである。
の調査を行うための深海調査船の動力源として好適な、
特に耐圧性能に優れた原子炉に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】この種の深海調査船用原子炉は未だ実用
化されているものはないが、その構造についてはいくつ
かの提案がなされている。その一例としては、ＰＷＲや
ＢＷＲのごとき軽水炉からなる原子炉本体、蒸気発生
器、タービン、発電機、コンデンサ冷却器等を円筒状の
耐圧殻内部に配設し、この耐圧殻を海水注に水没させる
ようにした構造の深海調査船用原子炉が提案されている
（迫淳ら，“深海炉ＤＳＲの設計検討(1) 原子炉プラン
トの概念”，日本原子力学会「1990年会」（1990年4月
2〜4 日、於東京大学）予稿集，180 頁参照）。
化されているものはないが、その構造についてはいくつ
かの提案がなされている。その一例としては、ＰＷＲや
ＢＷＲのごとき軽水炉からなる原子炉本体、蒸気発生
器、タービン、発電機、コンデンサ冷却器等を円筒状の
耐圧殻内部に配設し、この耐圧殻を海水注に水没させる
ようにした構造の深海調査船用原子炉が提案されている
（迫淳ら，“深海炉ＤＳＲの設計検討(1) 原子炉プラン
トの概念”，日本原子力学会「1990年会」（1990年4月
2〜4 日、於東京大学）予稿集，180 頁参照）。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら従来提案
されている上述した原子炉構造においては、凝縮器やヒ
ートパイプ式冷却器が耐圧殻の外部に配設されていて、
耐圧殻を貫通して外部へ伸長させた配管によって接続す
る構造となっている。このように配管を耐圧殻外部に伸
長させる構造は、例えば水深6500 mの深海での約 650気
圧といった水圧下においてはかならずしも満足しうる耐
圧性能をもたらすか否か疑問がある。
されている上述した原子炉構造においては、凝縮器やヒ
ートパイプ式冷却器が耐圧殻の外部に配設されていて、
耐圧殻を貫通して外部へ伸長させた配管によって接続す
る構造となっている。このように配管を耐圧殻外部に伸
長させる構造は、例えば水深6500 mの深海での約 650気
圧といった水圧下においてはかならずしも満足しうる耐
圧性能をもたらすか否か疑問がある。
【０００４】さらに原子炉本体として軽水炉を使用する
場合には、一次冷却水の炉水および給水についての不純
物濃度等を基準値以下にしなけらばならず、特に深海で
長期間にわたって運転しなければならない深海調査船用
の原子炉としては一次冷却水の水質管理が問題となり、
取り扱いが複雑となる。
場合には、一次冷却水の炉水および給水についての不純
物濃度等を基準値以下にしなけらばならず、特に深海で
長期間にわたって運転しなければならない深海調査船用
の原子炉としては一次冷却水の水質管理が問題となり、
取り扱いが複雑となる。
【０００５】そこでこの発明は、配管等を介して耐圧殻
外部に設置しなければならない冷却器や凝縮器を用いる
ことなく、従って深海の圧力に対する耐圧性能をより一
層高めることができ、しかも一次冷却水の水質管理の必
要のない改良された深海調査船用原子炉を提供すること
を目的としてなされたものである。
外部に設置しなければならない冷却器や凝縮器を用いる
ことなく、従って深海の圧力に対する耐圧性能をより一
層高めることができ、しかも一次冷却水の水質管理の必
要のない改良された深海調査船用原子炉を提供すること
を目的としてなされたものである。
【０００６】
【課題を解決するための手段】すなわちこの発明の深海
調査船用原子炉は、高温高速炉または高温ガス炉からな
る原子炉本体、この原子炉本体からの一次冷却材を循環
させる熱交換器、タービン、このタービンにより駆動さ
れる発電機、および二次系ガス冷却材を圧縮するコンプ
レッサを海水に水没させた密閉円筒状の耐圧殻内部に配
設し、前記耐圧殻の内面を伝熱面とするガス冷却器を耐
圧殻内面に沿って配設し、二次系ガス冷却材を前記の熱
交換器、タービン、ガス冷却器およびコンプレッサに流
通させて熱交換器へ循環させる二次系ガス冷却材循環路
を設けたことを特徴とするもので
調査船用原子炉は、高温高速炉または高温ガス炉からな
る原子炉本体、この原子炉本体からの一次冷却材を循環
させる熱交換器、タービン、このタービンにより駆動さ
れる発電機、および二次系ガス冷却材を圧縮するコンプ
レッサを海水に水没させた密閉円筒状の耐圧殻内部に配
設し、前記耐圧殻の内面を伝熱面とするガス冷却器を耐
圧殻内面に沿って配設し、二次系ガス冷却材を前記の熱
交換器、タービン、ガス冷却器およびコンプレッサに流
通させて熱交換器へ循環させる二次系ガス冷却材循環路
を設けたことを特徴とするもので
【０００７】ある。
【作用】原子炉本体で高温に加熱された一次冷却材は熱
交換器へ導かれ、再び原子炉本体へ循環される。一方、
二次系ガス冷却材循環路を流通するガスは熱交換器にお
いて加熱されたのちタービンへ導かれてこれを駆動させ
る。タービンが発電機を駆動させることにより発電がな
される。タービンを出た高温ガスは次いで耐圧殻内面に
沿って配設されたガス冷却器へ入り、ここで高温ガスか
ら耐圧殻内表面へ伝えられた熱量は、比較的肉厚な耐圧
殻内を熱伝導で耐圧殻外表面へ伝えられ、さらに周囲の
海水へ除去されることによって冷却さる。冷却されて密
度が大きくなったガスはコンプレッサへ導かれて圧縮さ
れ、再び熱交換器へ循環される。
交換器へ導かれ、再び原子炉本体へ循環される。一方、
二次系ガス冷却材循環路を流通するガスは熱交換器にお
いて加熱されたのちタービンへ導かれてこれを駆動させ
る。タービンが発電機を駆動させることにより発電がな
される。タービンを出た高温ガスは次いで耐圧殻内面に
沿って配設されたガス冷却器へ入り、ここで高温ガスか
ら耐圧殻内表面へ伝えられた熱量は、比較的肉厚な耐圧
殻内を熱伝導で耐圧殻外表面へ伝えられ、さらに周囲の
海水へ除去されることによって冷却さる。冷却されて密
度が大きくなったガスはコンプレッサへ導かれて圧縮さ
れ、再び熱交換器へ循環される。
【０００８】上述のようにこの発明においては、二次系
ガス冷却材の冷却器を円筒状耐圧殻の内面に沿って設け
たから、従来のように耐圧殻外部に凝縮器や冷却器を配
置して耐圧殻を貫通する配管で接続するといった複雑な
構造にする必要がなく、その結果、従来のものと比較し
て原子炉の耐圧性能を高めることができる。
ガス冷却材の冷却器を円筒状耐圧殻の内面に沿って設け
たから、従来のように耐圧殻外部に凝縮器や冷却器を配
置して耐圧殻を貫通する配管で接続するといった複雑な
構造にする必要がなく、その結果、従来のものと比較し
て原子炉の耐圧性能を高めることができる。
【０００９】比較的肉厚の耐圧殻内を熱伝導で廃熱が効
率よく海水へ除去されるためには、耐圧殻内外表面の温
度差が少なくても50℃以上、好ましくは100℃近くある
ことが必要となる。そのためこの発明では、原子炉本体
の炉容器出口での一次冷却材温度約 700℃近くを得られ
る高温高速炉あるいは高温ガス炉を使用する必要があ
る。軽水炉や，炉容器出口での一次冷却材温度が550 ℃
程度と低い通常の高速炉は，この発明で用いる原子炉本
体として不適である。また、原子炉本体の一次冷却材出
口温度を 700℃近くにできる原子炉本体を使用したため
に、この発明におけるような二次系ガス冷却材を作動流
体とするクローズド・ブレイトン・サイクルあるいはス
ターリング・エンジン・システムを発電系として採用す
ることが可能となる。
率よく海水へ除去されるためには、耐圧殻内外表面の温
度差が少なくても50℃以上、好ましくは100℃近くある
ことが必要となる。そのためこの発明では、原子炉本体
の炉容器出口での一次冷却材温度約 700℃近くを得られ
る高温高速炉あるいは高温ガス炉を使用する必要があ
る。軽水炉や，炉容器出口での一次冷却材温度が550 ℃
程度と低い通常の高速炉は，この発明で用いる原子炉本
体として不適である。また、原子炉本体の一次冷却材出
口温度を 700℃近くにできる原子炉本体を使用したため
に、この発明におけるような二次系ガス冷却材を作動流
体とするクローズド・ブレイトン・サイクルあるいはス
ターリング・エンジン・システムを発電系として採用す
ることが可能となる。
【００１０】
【実施例】図１はこの発明の深海調査船用原子炉の構造
を説明するものであり、外形の形状的特徴は、円筒状耐
圧殻１の外側に設置しなくてはならない構成部材が１つ
もなく、すべての構成部材が耐圧殻１内部に収納されて
いる点である。
を説明するものであり、外形の形状的特徴は、円筒状耐
圧殻１の外側に設置しなくてはならない構成部材が１つ
もなく、すべての構成部材が耐圧殻１内部に収納されて
いる点である。
【００１１】耐圧殻１は、マルテンサイト系ステンレス
鋼あるいはＴｉ合金からなる楕円形の縦断面を有する円
筒により作製することができ、その頂部開口は着脱可能
な蓋１ａで密閉されている。耐圧殻１内の下部には原子
炉本体２が設置され、その上方に設けた熱交換器３との
間で一次冷却材循環路Ａが形成される。耐圧殻１内の上
部にはタービン４、発電機５およびコンプレッサ６が配
設され、タービン４の回転軸７により発電機５およびコ
ンプレッサ６が駆動するように連設されている。さらに
耐圧殻１の内面の主要部分については、この内面に沿っ
てかつこの内面から一定間隔を置いて鋼板を配設するこ
とによって密封空間を形成し、これをガス冷却器８とし
て機能させている。ガス冷却器８内には必要に応じてフ
ィン８ａを取り付けることにより、冷却効果を向上させ
ることができる。そして各部材を配管接続することによ
って、熱交換器３→タービン４→ガス冷却器８→コンプ
レッサ６→熱交換器３という二次系ガス冷却材循環路Ｂ
が形成される。
鋼あるいはＴｉ合金からなる楕円形の縦断面を有する円
筒により作製することができ、その頂部開口は着脱可能
な蓋１ａで密閉されている。耐圧殻１内の下部には原子
炉本体２が設置され、その上方に設けた熱交換器３との
間で一次冷却材循環路Ａが形成される。耐圧殻１内の上
部にはタービン４、発電機５およびコンプレッサ６が配
設され、タービン４の回転軸７により発電機５およびコ
ンプレッサ６が駆動するように連設されている。さらに
耐圧殻１の内面の主要部分については、この内面に沿っ
てかつこの内面から一定間隔を置いて鋼板を配設するこ
とによって密封空間を形成し、これをガス冷却器８とし
て機能させている。ガス冷却器８内には必要に応じてフ
ィン８ａを取り付けることにより、冷却効果を向上させ
ることができる。そして各部材を配管接続することによ
って、熱交換器３→タービン４→ガス冷却器８→コンプ
レッサ６→熱交換器３という二次系ガス冷却材循環路Ｂ
が形成される。
【００１２】なお、二次系ガス冷却材循環路Ｂのコンプ
レッサ６→熱交換器３の間のガス流路とタービン４→ガ
ス冷却器８の間のガス流路とを熱交換的に通過させるエ
コノマイザ９を設けることにより、エネルギ収支を向上
させることができる。さらに、原子炉本体２と熱交換器
３との間に放射線遮蔽材１０を配置することにより、タ
ービン４などが放射線の影響で劣化するのを防止するこ
とができる。また、耐圧殻１の外部近傍の海水中にスク
リュウ１１を配設して耐圧殻１外表面に接触する海水が
絶えず流れるようにすれば、耐圧殻を伝熱面とするガス
冷却器８の冷却効率を高めることができるため好まし
い。
レッサ６→熱交換器３の間のガス流路とタービン４→ガ
ス冷却器８の間のガス流路とを熱交換的に通過させるエ
コノマイザ９を設けることにより、エネルギ収支を向上
させることができる。さらに、原子炉本体２と熱交換器
３との間に放射線遮蔽材１０を配置することにより、タ
ービン４などが放射線の影響で劣化するのを防止するこ
とができる。また、耐圧殻１の外部近傍の海水中にスク
リュウ１１を配設して耐圧殻１外表面に接触する海水が
絶えず流れるようにすれば、耐圧殻を伝熱面とするガス
冷却器８の冷却効率を高めることができるため好まし
い。
【００１３】一次冷却材循環路Ａおよび二次系ガス冷却
材循環路Ｂをわかりやすく示した図２を参照してこの発
明の原子炉の動作を説明する。原子炉本体２で高温とな
った一次冷却材は循環路Ａにより熱交換器３へ導かれ、
ここで二次系ガス冷却材と熱交換した後、原子炉本体２
へ循環される。一次冷却材としては、高温高速炉の場合
はナトリウムまたはリチウムなどの液体金属、高温ガス
炉の場合は炭酸ガス、ヘリウム、窒素などのガスが一般
に用いられる。
材循環路Ｂをわかりやすく示した図２を参照してこの発
明の原子炉の動作を説明する。原子炉本体２で高温とな
った一次冷却材は循環路Ａにより熱交換器３へ導かれ、
ここで二次系ガス冷却材と熱交換した後、原子炉本体２
へ循環される。一次冷却材としては、高温高速炉の場合
はナトリウムまたはリチウムなどの液体金属、高温ガス
炉の場合は炭酸ガス、ヘリウム、窒素などのガスが一般
に用いられる。
【００１４】熱交換器３内で熱交換により高温とされた
二次系ガス冷却材は、循環路Ｂによりタービン４へ導か
れてこれを駆動させた後、エコノマイザ９を経てガス冷
却器８へ導入される。ガス冷却器８内では、耐圧殻１を
介する熱伝導により周囲の低温海水に熱が除去されるこ
とによってガスが冷却される。冷却されて密度が大きく
なったガスはガス冷却器の下部から取り出されてコンプ
レッサ６へ導かれ、ここで圧縮された後エコノマイザ９
を経て再び熱交換器３へ送られて、一次冷却材との熱交
換により高温ガスとされる。エコノマイザ９では、ター
ビン４から排出される比較的高温のガスによって低温の
ガスが温められる。二次系ガス冷却材としては、Ｈｅや
Ｈｅ（６０％） ＋Ｘｅ(40%) の混合ガスなどが使用で
きる。
二次系ガス冷却材は、循環路Ｂによりタービン４へ導か
れてこれを駆動させた後、エコノマイザ９を経てガス冷
却器８へ導入される。ガス冷却器８内では、耐圧殻１を
介する熱伝導により周囲の低温海水に熱が除去されるこ
とによってガスが冷却される。冷却されて密度が大きく
なったガスはガス冷却器の下部から取り出されてコンプ
レッサ６へ導かれ、ここで圧縮された後エコノマイザ９
を経て再び熱交換器３へ送られて、一次冷却材との熱交
換により高温ガスとされる。エコノマイザ９では、ター
ビン４から排出される比較的高温のガスによって低温の
ガスが温められる。二次系ガス冷却材としては、Ｈｅや
Ｈｅ（６０％） ＋Ｘｅ(40%) の混合ガスなどが使用で
きる。
【００１５】耐圧殻を比較的厚く、例えば約１０cmのマ
ルテンサイト系ステンレス鋼とした場合、ガス冷却器の
耐圧殻内外表面の温度差は 100℃近くあることが必要と
なる。この発明においては、原子炉本体に高温高速炉あ
るいは高温ガス炉を用いることまた発電系にガス系のク
ローズド・ブレイトン・サイクルを用いることによっ
て、耐圧殻内外表面の温度差を約 100℃程度にすること
ができる。すなわち、例えば高温高速炉の炉容器出口で
の一次冷却材温度は約 700℃となり、このとき二次系ガ
ス冷却材を用いるクローズド・ブレイトン・サイクルに
おける排熱時の平均ガス温度は約 180℃となる。ガス冷
却器内でのガス中の温度降下を７０℃、海水中での耐圧
殻外表面と海水との間の温度差を５℃、海水の温度を５
℃とすると、耐圧殻内外表面の温度差ΔＴは次のように
計算できる。 ΔＴ＝180 −７０−５−５＝100(℃) 従って必要な耐圧殻内外表面の温度差を与えることがで
き、十分な冷却効率をもたらすことができる。
ルテンサイト系ステンレス鋼とした場合、ガス冷却器の
耐圧殻内外表面の温度差は 100℃近くあることが必要と
なる。この発明においては、原子炉本体に高温高速炉あ
るいは高温ガス炉を用いることまた発電系にガス系のク
ローズド・ブレイトン・サイクルを用いることによっ
て、耐圧殻内外表面の温度差を約 100℃程度にすること
ができる。すなわち、例えば高温高速炉の炉容器出口で
の一次冷却材温度は約 700℃となり、このとき二次系ガ
ス冷却材を用いるクローズド・ブレイトン・サイクルに
おける排熱時の平均ガス温度は約 180℃となる。ガス冷
却器内でのガス中の温度降下を７０℃、海水中での耐圧
殻外表面と海水との間の温度差を５℃、海水の温度を５
℃とすると、耐圧殻内外表面の温度差ΔＴは次のように
計算できる。 ΔＴ＝180 −７０−５−５＝100(℃) 従って必要な耐圧殻内外表面の温度差を与えることがで
き、十分な冷却効率をもたらすことができる。
【００１６】一方、軽水炉を原子炉本体とすると二次系
冷却材には水を使用することになる。この場合にこの発
明におけるようなガス冷却器８を用いると、耐圧殻内面
で水蒸気が凝縮することになる。このときの凝縮温度は
３５〜４５℃となるから、耐圧殻内外表面の温度差ΔＴ
は ΔＴ＝（３５〜４５）−５−５＝２５〜３５ (℃) となり、上記したこの発明におけるΔＴの値の 1/4〜1/
3 となってしまう。このことは冷却器の伝熱面積が４〜
３倍必要であること、従って耐圧殻自体の大きさを４〜
３倍にしなければならないことを意味し、深海調査船用
の小型原子炉を提供することは実際上不可能となる。
冷却材には水を使用することになる。この場合にこの発
明におけるようなガス冷却器８を用いると、耐圧殻内面
で水蒸気が凝縮することになる。このときの凝縮温度は
３５〜４５℃となるから、耐圧殻内外表面の温度差ΔＴ
は ΔＴ＝（３５〜４５）−５−５＝２５〜３５ (℃) となり、上記したこの発明におけるΔＴの値の 1/4〜1/
3 となってしまう。このことは冷却器の伝熱面積が４〜
３倍必要であること、従って耐圧殻自体の大きさを４〜
３倍にしなければならないことを意味し、深海調査船用
の小型原子炉を提供することは実際上不可能となる。
【００１７】
【発明の効果】以上の説明からわかるようにこの発明の
深海調査船用原子炉によれば、ガス冷却器を耐圧殻内面
に沿って配設し、さらにガスを作動流体とするクローズ
ド・ブレイトン・サイクルを発電系として採用したか
ら、発電系の作動流体であるガスをガス冷却器で効率よ
く冷却することができるとともに、冷却器や凝縮器を配
管等を介して耐圧殻外部に設置する必要がなくなるため
深海の水圧に対する耐圧性能を向上させることができ
る。
深海調査船用原子炉によれば、ガス冷却器を耐圧殻内面
に沿って配設し、さらにガスを作動流体とするクローズ
ド・ブレイトン・サイクルを発電系として採用したか
ら、発電系の作動流体であるガスをガス冷却器で効率よ
く冷却することができるとともに、冷却器や凝縮器を配
管等を介して耐圧殻外部に設置する必要がなくなるため
深海の水圧に対する耐圧性能を向上させることができ
る。
【００１８】さらに、原子炉本体として軽水炉でなく高
温高速炉あるいは高温ガス炉を使用するため、軽水炉を
用いる場合のような水質管理を行う必要がない。
温高速炉あるいは高温ガス炉を使用するため、軽水炉を
用いる場合のような水質管理を行う必要がない。
【図１】この発明の深海調査船用原子炉の好ましい実施
例を示す説明図である。
例を示す説明図である。
【図２】図１の原子炉における一次冷却材循環路および
二次系ガス冷却材循環路を示す説明図である。 １…耐圧殻、 ２…原子炉本体、 ３…熱交換器、 ４
…タービン、５…発電機、 ６…コンプレッサ、 ８…
ガス冷却器、Ａ…一次冷却材循環路、 Ｂ…二次系ガス
冷却材循環路。
二次系ガス冷却材循環路を示す説明図である。 １…耐圧殻、 ２…原子炉本体、 ３…熱交換器、 ４
…タービン、５…発電機、 ６…コンプレッサ、 ８…
ガス冷却器、Ａ…一次冷却材循環路、 Ｂ…二次系ガス
冷却材循環路。
Claims (3)
- 【請求項１】高温高速炉または高温ガス炉からなる原子
炉本体、該原子炉本体からの一次冷却材を循環させる熱
交換器、タービン、該タービンにより駆動される発電
機、および二次系ガス冷却材を圧縮するコンプレッサを
海水に水没させた密閉円筒状の耐圧殻内部に配設し、該
耐圧殻の内面を伝熱面とするガス冷却器を該耐圧殻内面
に沿って配設し、二次系ガス冷却材を該熱交換器、該タ
ービン、該ガス冷却器および該コンプレッサに流通させ
て該熱交換器へ循環させる二次系ガス冷却材循環路を設
けたことを特徴とする深海調査船用原子炉。 - 【請求項２】前記二次系ガス冷却材循環路にエコノマイ
ザを配設し、前記コンプレッサからのガスを該エコノマ
イザに流通させたのち前記熱交換器へ供給し、前記ター
ビンからのガスを該エコノマイザに流通させたのち前記
ガス冷却器へ循環させるようにした請求項１記載の深海
調査船用原子炉。 - 【請求項３】前記耐圧殻外部近傍の海水中にスクリュウ
を配設した請求項１記載の深海調査船用原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2402271A JP2500390B2 (ja) | 1990-12-14 | 1990-12-14 | 深海調査船用原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2402271A JP2500390B2 (ja) | 1990-12-14 | 1990-12-14 | 深海調査船用原子炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04216492A JPH04216492A (ja) | 1992-08-06 |
| JP2500390B2 true JP2500390B2 (ja) | 1996-05-29 |
Family
ID=18512092
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2402271A Expired - Lifetime JP2500390B2 (ja) | 1990-12-14 | 1990-12-14 | 深海調査船用原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2500390B2 (ja) |
Families Citing this family (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2779298B2 (ja) * | 1992-12-02 | 1998-07-23 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 海底鉱物資源採鉱システム |
| US8571167B2 (en) * | 2009-06-01 | 2013-10-29 | Advanced Reactor Concepts LLC | Particulate metal fuels used in power generation, recycling systems, and small modular reactors |
| JP6001457B2 (ja) * | 2010-02-22 | 2016-10-05 | アドバンスト・リアクター・コンセプツ・エルエルシー | 長い燃料交換間隔を有する小型の高速中性子スペクトル原子力発電所の高速中性子スペクトル原子炉システム、原子力を提供する方法、及び、炉心の締め付けのためのシステム |
| CA3194118A1 (en) | 2014-04-14 | 2015-10-22 | Advanced Reactor Concepts LLC | Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix |
| CN105270595A (zh) * | 2015-10-10 | 2016-01-27 | 杜善骥 | 核能运输轮船 |
| CN109192330B (zh) * | 2018-11-01 | 2024-05-14 | 中国原子能科学研究院 | 一种采用径向氢气流道的热管型双模式空间核反应堆堆芯 |
| CN109817354A (zh) * | 2018-12-29 | 2019-05-28 | 中国原子能科学研究院 | 一种千瓦级水下核反应堆电源 |
| CN111584101A (zh) * | 2020-04-29 | 2020-08-25 | 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所) | 一种深海核能系统的冷却装置 |
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-
1990
- 1990-12-14 JP JP2402271A patent/JP2500390B2/ja not_active Expired - Lifetime
Non-Patent Citations (2)
| Title |
|---|
| 原子力工業、３３〜５！（１９８７）Ｐ．４０−４２ |
| 日本原子力学会誌、３４〜１０！（１９９２）Ｐ．９４０−９４７ |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH04216492A (ja) | 1992-08-06 |
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