JP6001457B2 - 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 - Google Patents
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 Download PDFInfo
- Publication number
- JP6001457B2 JP6001457B2 JP2012554058A JP2012554058A JP6001457B2 JP 6001457 B2 JP6001457 B2 JP 6001457B2 JP 2012554058 A JP2012554058 A JP 2012554058A JP 2012554058 A JP2012554058 A JP 2012554058A JP 6001457 B2 JP6001457 B2 JP 6001457B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- core
- fuel
- nuclear
- refueling
- 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 description 28
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 title claims description 10
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 101
- 239000011734 sodium Substances 0.000 claims description 24
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 claims description 23
- 238000011068 loading method Methods 0.000 claims description 23
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 claims description 23
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 claims description 23
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims description 15
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims description 15
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims description 15
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 15
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 15
- 230000005611 electricity Effects 0.000 claims description 10
- 230000005540 biological transmission Effects 0.000 claims description 9
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims description 8
- 239000011195 cermet Substances 0.000 claims description 7
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 5
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims description 5
- 238000002955 isolation Methods 0.000 claims description 4
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims description 4
- 239000006163 transport media Substances 0.000 claims description 4
- 238000003780 insertion Methods 0.000 claims description 2
- 230000037431 insertion Effects 0.000 claims description 2
- -1 transuranium Chemical compound 0.000 claims description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 9
- CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N Carbon dioxide Chemical compound O=C=O CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 8
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 7
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 7
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 7
- 230000006870 function Effects 0.000 description 6
- 229910001092 metal group alloy Inorganic materials 0.000 description 6
- 230000001965 increasing effect Effects 0.000 description 5
- 229910002092 carbon dioxide Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000001569 carbon dioxide Substances 0.000 description 4
- 230000008859 change Effects 0.000 description 4
- 238000010612 desalination reaction Methods 0.000 description 4
- 238000011161 development Methods 0.000 description 4
- 230000018109 developmental process Effects 0.000 description 4
- 238000007726 management method Methods 0.000 description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 description 4
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 3
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 3
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 3
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 3
- 238000011084 recovery Methods 0.000 description 3
- 238000004064 recycling Methods 0.000 description 3
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 3
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 3
- ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 232Th Chemical compound [232Th] ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 0.000 description 2
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000003245 coal Substances 0.000 description 2
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 2
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 2
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 2
- 238000011065 in-situ storage Methods 0.000 description 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 description 2
- 239000002994 raw material Substances 0.000 description 2
- 230000004044 response Effects 0.000 description 2
- 208000019155 Radiation injury Diseases 0.000 description 1
- 229910001264 Th alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000711 U alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000013475 authorization Methods 0.000 description 1
- 238000009844 basic oxygen steelmaking Methods 0.000 description 1
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 1
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 description 1
- 239000000306 component Substances 0.000 description 1
- 230000006835 compression Effects 0.000 description 1
- 238000007906 compression Methods 0.000 description 1
- 239000000470 constituent Substances 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 238000010924 continuous production Methods 0.000 description 1
- 239000008358 core component Substances 0.000 description 1
- 238000004821 distillation Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000002708 enhancing effect Effects 0.000 description 1
- 230000002349 favourable effect Effects 0.000 description 1
- 239000002803 fossil fuel Substances 0.000 description 1
- 230000020169 heat generation Effects 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 239000001307 helium Substances 0.000 description 1
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 description 1
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical group [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 229910000734 martensite Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 1
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 1
- 238000005272 metallurgy Methods 0.000 description 1
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 1
- 239000011824 nuclear material Substances 0.000 description 1
- 239000003027 oil sand Substances 0.000 description 1
- 239000004058 oil shale Substances 0.000 description 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 1
- 238000005192 partition Methods 0.000 description 1
- 238000003825 pressing Methods 0.000 description 1
- 230000035755 proliferation Effects 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
- 230000001172 regenerating effect Effects 0.000 description 1
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 1
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 description 1
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 description 1
- 230000017260 vegetative to reproductive phase transition of meristem Effects 0.000 description 1
- 239000002918 waste heat Substances 0.000 description 1
- 229910000859 α-Fe Inorganic materials 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
-
- 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
- G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
- G21C19/205—Interchanging of fuel elements in the core, i.e. fuel shuffling
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/02—Details
- G21C5/06—Means for locating or supporting fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
- G21C9/027—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency by fast movement of a solid, e.g. pebbles
-
- 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)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
関連出願の相互参照
[0001]本出願は、２０１０年２月２２日に出願した米国仮特許出願第６１／３０６，７５４号の優先権を主張するものであり、その内容は、全体として参照により本明細書に組み込まれる。
[0001]本出願は、２０１０年２月２２日に出願した米国仮特許出願第６１／３０６，７５４号の優先権を主張するものであり、その内容は、全体として参照により本明細書に組み込まれる。
[0002]本出願は、全体として参照により２０１０年１月２９日に出願した米国特許出願第１２／６９６，８５１号を組み込むものであり、その内容は、全体として参照により本明細書に組み込まれる。
[0003]本発明は、原子力発電所に関し、より詳細には、金属燃料を用いる高速中性子スペクトル・ナトリウム冷却炉に関する。
[0004]世界の電気の需要は、２０３０年までに２倍、２０５０年までに４倍程度になることが予想されている。世界の電気の需要の増加は、先進国からもたらされると予測されるが、発展途上国からもよりかなりの程度までもたらされると予想される。発展途上国の急成長に応じるために、原子力は、それらの特定の必要性に応じるように適合した構成にパッケージ化されるべきである。
[0005]本発明のさらなる理解を与えるために含められる添付図面は、本出願に組み込まれ、本出願の一部を構成し、本発明の好ましい実施形態を例示し、詳細な説明と共に本発明の原理を説明する役割を果たす。
[00012]金属燃料を用いる高速中性子スペクトル・ナトリウム冷却炉が説明される。
[00013]図１は、本発明の例示的な小型モジュラー炉（「ＳＭＲ：小型モジュラー炉」）システム５０１を示す。ＳＭＲシステムは、ウラン燃料炉心５０３を備えることができる。炉心組成は、初期炉心のための濃縮（＜２０％）ウラン／ジルコニウム合金、およびその後の炉心のためのリサイクルしたウラン／超ウラン・ジルコニウムであり得る。いくつかの実施形態では、ウラン２３５／トリウム／ジルコニウム合金が、使用されることもあり得る。
[00013]図１は、本発明の例示的な小型モジュラー炉（「ＳＭＲ：小型モジュラー炉」）システム５０１を示す。ＳＭＲシステムは、ウラン燃料炉心５０３を備えることができる。炉心組成は、初期炉心のための濃縮（＜２０％）ウラン／ジルコニウム合金、およびその後の炉心のためのリサイクルしたウラン／超ウラン・ジルコニウムであり得る。いくつかの実施形態では、ウラン２３５／トリウム／ジルコニウム合金が、使用されることもあり得る。
[00014]炉心５０３は、周囲圧力の液体ナトリウム５０７のタンク５０５内で浸漬することができる。タンク５０５は、薄肉のステンレス鋼であってもよく、平底荷船または鉄道によって輸送するための大きさに作製されてもよい。タンク５０５は、脱着可能なドーム５１９によって閉塞できるタンク５０５のガードベッセル５１７およびデッキ５２１内に配置することができる。ガードベッセル５１７およびドーム５２１は一緒になって、格納容器５２３を作り出すことができる。
[00015]ＳＭＲシステム５０１は、コンクリート製サイロ５１５に入れられ得る。炉心５０３およびその格納容器５２３は、コンクリート製の蓋付きのコンクリート製サイロ内に配置することができる。サイロおよびその蓋は、外的危険から原子炉システム５０１および格納容器５２３を保護するためのシールド構造を作り出すことができる。シールド構造ならびに／または格納容器５２３および原子炉５０３は、免震することができる。
[00016]ＳＭＲシステム５０１は、制御棒５１３を含むこともできる。
[00017]タンク５０５からの液体ナトリウム５０７は、炉心５０３から熱を運び去るために、１つまたは複数のポンプ５０９によって炉心５０３を通じてポンプすることができる。液体ナトリウム５０７は、１つまたは複数のナトリウム／ナトリウム熱交換器５１１へ熱を運ぶことができる。液体ナトリウム５０７は、約３５０℃から約５１０℃まで加熱され得る。
[00017]タンク５０５からの液体ナトリウム５０７は、炉心５０３から熱を運び去るために、１つまたは複数のポンプ５０９によって炉心５０３を通じてポンプすることができる。液体ナトリウム５０７は、１つまたは複数のナトリウム／ナトリウム熱交換器５１１へ熱を運ぶことができる。液体ナトリウム５０７は、約３５０℃から約５１０℃まで加熱され得る。
[00018]図２は、より大型のエネルギー発生システム６０１内のＳＭＲシステム５０１を示す。加熱されたナトリウム５０７は、熱交換器５１１を通過して二次ナトリウムを加熱することができ、これは、二次熱交換器６０３を通過し、そこで二次ナトリウムが、超臨界（ほぼ液体の）二酸化炭素を加熱する。超臨界ＣＯ２は、約７ＭＰａおよび約３１℃のその臨界点のすぐ上の２１ＭＰａまで圧縮される。次に、再生熱交換器６０９においておよそ３５０℃まで回復され、次いで、Ｎａ対ＣＯ２熱交換器においておよそ５００℃までさらに加熱される。ほぼ液体流体の回復および圧縮により、理想気体のブレイトンサイクルに比べて比較的低温で約４０％のエネルギー変換を可能にする。次いで、加熱された超臨界二酸化炭素を使用してガスタービン６０５を回して、二酸化炭素ブレイトンサイクル建屋６０７内の発電機６０８において電気を作ることができる。機械を回転させるタービン６０５および圧縮機６０６は、高密度のＣＯ２によりとてもコンパクトである。回復およびナトリウムと超臨界二酸化炭素の熱交換のために使用される「プリント回路」熱交換器６０３は、非常に高出力密度である。全体的に、超臨界ＣＯ２ブレイトンサイクルは、同等のランキン蒸気サイクルエネルギー変換器よりもずっとよりコンパクトである。ブレイトンサイクルは、ＳＭＲに約３９％から約４１％以上の熱効率（電気に変換される熱エネルギー）、従来の軽水炉（「ＬＷＲ」）の蒸気駆動タービンよりずっと高い効率を与えることができる。さらに、ある本発明の実施形態では、暖房、塩水脱塩、工業プロセス熱などの廃熱が、低温の必要性を満たすように使用されてもよく、または冷却塔を通じて放散されてもよい。
[00019]小型ナトリウム冷却高速炉は、重要な固有の安全特性を示し得る。これらの原子炉は、監督機関による素早い許可を促進することができる単純化されたフェイルセーフ制御で運転することができる。例えば、冷却材流の喪失、熱交換器における過冷却、制御棒の消耗、または熱を排除する能力の喪失などの事故状態に応じて、原子炉の実施形態は、人間または安全装置の介入なしで原子炉自体を停止することができる。例えば、原子炉の冷却材がヒートアップするとき、炉心構造は、熱膨張し、炉心からの中性子の漏れの増加を引き起こし、自己修正のやり方で出力レベルを減少させることができる。
[00020]ＳＭＲの運転要件は、電力需要のレベルを変えることによってもたらされる負荷要求に原子炉が生得的に従うことを可能にする特徴により、従来の原子力システムよりもかなり簡単であり得る。
[00021]金属合金燃料は、性能と製造の両観点からよく実証されており、長い燃料交換の時間間隔の要件を率直に満たすことができる。加えて、サーメット燃料が使用できる一方、それにも関わらず、サーメット燃料は、金属合金燃料の属性を保持する。
[00022]原子炉炉心は、約２０年以上までの長い寿命を有し得る。原子炉は、恒久的な現場の燃料交換設備または燃料貯蔵所の能力を有しなくてもよく、または必要としなくもよい。燃料交換は、新しい炉心を有する燃料交換設備をもたらし、炉心を取り替え、完了時に使用済みの炉心と燃料交換設備の両方を持ち去る外部のサービス事業者によって行うことができる。燃料の運搬および輸送は、減定格比出力（ｋｗｔ／ｋｇ燃料）により原子炉停止後にとても短時間で始まり得る。原子炉炉心内の１つまたは複数のマルチ集合体クラスタは、減定格比出力（ｋｗｔ／ｋｇ燃料）を有することができ、それによって長い燃料交換間隔を可能にしつつ、既存の燃料データベースのままでいることを可能にする。これは、原子炉停止後に非常にすぐに燃料交換作業を可能にすることもできる。燃料交換作業は、原子炉全体の停止の約２週間以内に開始することができ、原子炉全体の停止の約１ヶ月以内に完了することができる。原子炉炉心全体は、約２０年ごとに一度に取り換えることができる。したがって、原子炉システムは、作業員が燃料を運搬するという必要がないものであり得る。ユニット全体が、物理的かつ電子モニタを用いて封止されてもよく、それによってあらゆる侵入の試みが容易に検出される。燃料へ直接アクセスする必要性または能力を無くし、およびスマートモニタリングシステムを使用することによって、作業員の必要を減少させるだけでなく、普及の問題にも応える。加えて、ＳＭＲは、地下に設置されるのに十分小型であり、これによって格納容器、およびテロリストの活動からの保護を強化する。最後に、本システムの実施形態は、十分に小型であるので、それらは、平底荷船、鉄道、およびトラックによって輸送され、モジュールの施工技法を用いて現場で取り付けることができ、すなわち、遠隔で製造し、連続生産の経済性を得るこの能力は、望ましい利益である。
[00023]燃料カートリッジが、製造者／設計者／製造業者の施設に戻されるとき、ほとんど全ての使用済み核物質は、リサイクルされ、将来のカートリッジ内の燃料として使用することができ、地層処分場に貯蔵される最終廃棄物の容積および放射能毒性を大いに減少させる。従来の軽水炉からの使用済み燃料とは異なり、ＳＭＲからの物質は、何万年もの間貯蔵される必要はない。ＳＭＲからのリサイクルできない物質は、元のウラン鉱石に関連した放射線量まで廃棄物が減衰するまで数百年の貯蔵が必要である。
[00024]原子炉のコンセプトおよびその支持する燃料サイクルのインフラは、発展途上国における新興電気市場の必要性、および炭素を含まない非電気エネルギー源の切迫した世界的規模の必要性に応じるように適合した原子力の構成を提案することができる。この原子力の構成は、長い（２０年）燃料交換間隔の小型高速炉の分散フリート（ｄｉｓｔｒｉｂｕｔｅｄ ｆｌｅｅｔ）を可能にし、全体のフリート（ｅｎｔｉｒｅ ｆｌｅｅｔ）についての燃料の供給物および廃棄物の管理を取扱う少数の集中施設によって支援されるローカルエネルギーサービスを実現するために、（化石燃料のエネルギー密度より１０６倍より大きい）核燃料の膨大なエネルギー密度に頼り得る。原子炉は、ローカルグリッドおよび／または小規模グリッドのための大きさに作製され、標準化され、モジュール化され、工場製造および素早い現場組立のために事前にライセンス供与されてもよい。それに応じて、中央の燃料サイクルのインフラは、領域内の大集団の原子炉を支持する規模の経済のための大きさに作製されてもよく、国際的な保護措置の監督の下で運転され得る。この構成は、持続可能な発展の原則を満たすように適合している。
[00025]図３は、成熟期における例示的な原子力のインフラを示す。地域センター７０１は、原子炉燃料を供給／輸送し、および／または国７０３などの小地域からの使用済み燃料の返却を受け入れることができる。様々な地域センター７０１は、地域の余剰および／または不足を平等にするために、核分裂性の燃料親物質を取引きすることができる。
原子炉の概要
[00026]本発明の実施形態は、長い（約１５年〜約２０年）全炉心燃料交換間隔で運転する約５０ＭＷｅ（１２５ＭＷｔ）〜約１００ＭＷｅ（２６０ＭＷｔ）のナトリウム冷却高速炉を含むことができる。初期の燃料装荷は、フェライト／マルテンサイト被覆に結合された金属合金燃料スラッグ、ナトリウム、またはヘリウムの形態の濃縮ウラン（≦２０％の濃縮）であり得る。原子炉は、原子炉の反応度の燃焼度スイング（ｒｅａｃｔｉｖｉｔｙ ｂｕｒｎｕｐ ｓｗｉｎｇ）が小さく、原子炉の炉心が、自給自足できる核分裂性であるように１に近い内部増殖比を示し得る。約１％未満のΔｋ／ｋの燃焼度スイングは、受動的安全および受動的負荷追従を促進することができる。本発明の実施形態は、８０ＭＷｔｄ／ｋｇ以上の燃料平均燃焼度を達成することができ、その２０年の燃焼サイクルの完了時に高温冶金リサイクルに基づいて、劣化ウラン構成原料は、取替炉心に必要とされる全てであり得る。複数のリサイクルに基づいて、炉心組成は、平衡な超ウランの燃料組成に徐々にシフトすることができ、これは自給自足できる核分裂性でもあり、したがってリサイクルでＵ２３８構成だけを必要とする。
原子炉の概要
[00026]本発明の実施形態は、長い（約１５年〜約２０年）全炉心燃料交換間隔で運転する約５０ＭＷｅ（１２５ＭＷｔ）〜約１００ＭＷｅ（２６０ＭＷｔ）のナトリウム冷却高速炉を含むことができる。初期の燃料装荷は、フェライト／マルテンサイト被覆に結合された金属合金燃料スラッグ、ナトリウム、またはヘリウムの形態の濃縮ウラン（≦２０％の濃縮）であり得る。原子炉は、原子炉の反応度の燃焼度スイング（ｒｅａｃｔｉｖｉｔｙ ｂｕｒｎｕｐ ｓｗｉｎｇ）が小さく、原子炉の炉心が、自給自足できる核分裂性であるように１に近い内部増殖比を示し得る。約１％未満のΔｋ／ｋの燃焼度スイングは、受動的安全および受動的負荷追従を促進することができる。本発明の実施形態は、８０ＭＷｔｄ／ｋｇ以上の燃料平均燃焼度を達成することができ、その２０年の燃焼サイクルの完了時に高温冶金リサイクルに基づいて、劣化ウラン構成原料は、取替炉心に必要とされる全てであり得る。複数のリサイクルに基づいて、炉心組成は、平衡な超ウランの燃料組成に徐々にシフトすることができ、これは自給自足できる核分裂性でもあり、したがってリサイクルでＵ２３８構成だけを必要とする。
[00027]強制循環熱源炉は、およそ４０％の変換効率を達成する超臨界ＣＯ２（Ｓ−ＣＯ２）ブレイトンサイクル出力変換器を駆動するナトリウム中間ループを通じておよそ５００℃で熱を提供することができ、脱塩、地域熱などについてのボトミングサイクルを組み込むことができる可能性がある。他の実施形態は、ランキン蒸気サイクルを駆動させることも可能である。本発明の実施形態は、受動的崩壊熱除去を用い、スクラム不能過渡変動（ＡＴＷＳ：Ａｎｔｉｃｉｐａｔｅｄ Ｔｒａｎｓｉｅｎｔｓ Ｗｉｔｈｏｕｔ Ｓｃｒａｍ）に対する受動的安全性応答を実現し、受動的負荷追従を用いることができる。バランスオブプラントは、原子力安全機能を持たなくてもよい。
[00028]発電所は、現場で素早く組み立てるために鉄道および平底荷船で輸送可能なモジュールの工場製造を可能にするような大きさに作製されてもよい。本発明の実施形態は、発展途上世界において急成長する都市ならびに全ての国における非電気産業および／または地方自治体のニッチな応用のインフラおよび制度上の必要を満たすことに狙いを定めている特徴を有し得る。
ターゲットにする新興市場
[00029]原子力は、過去３５年間で、１３，０００原子炉・年の運転経験、および世界の電力供給の１６％の市場占有率を達成した、よく確立された産業ビジネスである。原子力は、先進国における大型（１２００ＭＷｅより大きいまたはこれにほぼ等しい）発電所の形態で主に開発されている。現在、３０カ国で開発された４３６基の原子炉がある。原子力開発の将来の成長は、２０３０年までに６６％程度またはそれどころか１００％の追加の能力となると予想される。この成長の大部分は、発展途上国で起こると予想されるが、発展途上国では、制度上の条件およびインフラの条件が、過去においてしばしば、好適な大規模なプラントおよびワンススルー燃料サイクルといったものとは異なる。発展途上国は、しばしば数十ＧＷより少ない小型のローカルグリッドを有し、これは、１．２〜１．５ＧＷｅの大きさの発電所を収容することができない。１００ＭＷｅで運転する本発明の実施形態は、より小さいグリッドサイズに適合するだけではなく、加えて、設置に必要とされる予算支出がより少額であり、急速な経済発展の最初の数十年の間、複数の開発プロジェクトにわたって限られた資金調達を共有する発展途上国の必要性に適合する。
ターゲットにする新興市場
[00029]原子力は、過去３５年間で、１３，０００原子炉・年の運転経験、および世界の電力供給の１６％の市場占有率を達成した、よく確立された産業ビジネスである。原子力は、先進国における大型（１２００ＭＷｅより大きいまたはこれにほぼ等しい）発電所の形態で主に開発されている。現在、３０カ国で開発された４３６基の原子炉がある。原子力開発の将来の成長は、２０３０年までに６６％程度またはそれどころか１００％の追加の能力となると予想される。この成長の大部分は、発展途上国で起こると予想されるが、発展途上国では、制度上の条件およびインフラの条件が、過去においてしばしば、好適な大規模なプラントおよびワンススルー燃料サイクルといったものとは異なる。発展途上国は、しばしば数十ＧＷより少ない小型のローカルグリッドを有し、これは、１．２〜１．５ＧＷｅの大きさの発電所を収容することができない。１００ＭＷｅで運転する本発明の実施形態は、より小さいグリッドサイズに適合するだけではなく、加えて、設置に必要とされる予算支出がより少額であり、急速な経済発展の最初の数十年の間、複数の開発プロジェクトにわたって限られた資金調達を共有する発展途上国の必要性に適合する。
[00030]燃料供給、リサイクル、および廃棄物管理のサービスを地域センターに委託した２０年の燃料交換間隔は、全部そろった特有の燃料サイクル／廃棄物管理のインフラをまず置く必要がなくても今までにないエネルギー安全保障を国家が獲得することを可能にする。さらに、技術上および制度上の保護措置の運用において規模の経済に関しての燃料サイクル施設の集中化は、広い世界的な原子力ベースのエネルギー供給の展開として考えても国際的な核不拡散体制を促進することができる。
[00031]先進国におけるエネルギー供給の成長速度は、発展途上国におけるものより遅いと予想される。それにもかかわらず、新しい原子力プラントは、それが寿命の終わりに廃炉にされるときに、石炭プラントおよび原子力プラントの取換えが必要とされる。先進国における大容量の相互接続されたグリッドは、大出力定格プラントに適合する。しかし、ニッチの市場は、炭素を排出しない原子力の非電気応用および／またはコジェネレーション応用について先進国と発展途上国の両方で急浮上することが期待される。これらの中で、市場は、塩水脱塩、オイルサンド／オイルシェールの回収およびアップグレード、ならびに石炭またはバイオと液体の合成燃料の生成であり得る。受動的安全状態は、任意の安全機能がバランスオブプラントに割り当てられることを含まないと共に、原子炉の減らされたソースタームが、産業および地方自治体の設備に隣接する敷地に有利である。
燃料サイクルの特徴
[00032]第１に、炉心出力密度（ｋｗｔ／リットル）および燃料比出力ｋｗｔ／ｋｇの燃料は、確立された金属合金燃料の実験データベースの範囲内に留まりつつ、２０年の燃料交換間隔を達成するように減定格されてもよい。これは、クライアントの長期間のエネルギー安全保障、および高レベルの信頼できる有用性を与えることができる。
燃料サイクルの特徴
[00032]第１に、炉心出力密度（ｋｗｔ／リットル）および燃料比出力ｋｗｔ／ｋｇの燃料は、確立された金属合金燃料の実験データベースの範囲内に留まりつつ、２０年の燃料交換間隔を達成するように減定格されてもよい。これは、クライアントの長期間のエネルギー安全保障、および高レベルの信頼できる有用性を与えることができる。
[00033]第２に、２０年に一度、炉心全体の燃料交換が、現場外から燃料交換設備および新鮮な燃料を持ってきて、燃料交換作業を行い、次いで使用済み炉心および燃料交換設備を工場に戻す工場のスタッフによって行われ得る。これは、濃縮、燃料製造、再処理、および廃棄物収納場所についての特有の施設を置く従来の必要性なしにエネルギー安全保障を達成するやり方を顧客に与えることができる。
[00034]第３に、燃料交換作業は、複数のサブコンポーネントを含み得る燃料ハンドリング集合体に基づいてなされ得る。様々な数のサブコンポーネントが含まれてもよく、クラスタ化されていても、されていなくてもよい。一例として、図４中の７つの燃料集合体クラスタ８０１で構成される例示的な炉心を参照されたい。図４は、炉心コンポーネントの例示的な配置を示す。例えば、シールド集合体８０３の外側層は、反射体８０５の層を覆うことができ、反射体８０５の層は、外側炉心８０７の層を覆うことができる。より低濃縮の中間炉心８０９は、一般に、炉心８０１内に配置された一次制御８１３および二次制御８１５の集合体と共にさらにより低濃縮の内側炉心８１１を囲むことができる。図示されるように、燃料、反射体、シールドおよび制御棒の集合体は、炉心燃料交換の速度を速めるために７つの集合体クラスタにグループ化される。
[00035]運転中、７つの集合体クラスタは、原子炉停止の後、とても短い冷却期間後にエネルギー供給の有用性を最小限に妨げるように移動されてもよい。短い冷却期間、および７つの集合体クラスタの特徴は、減定格燃料比熱（ｋｗｔ／ｋｇ燃料）による可能性があり得る。
[00036]第４に、第１の燃料装荷は、濃縮ウラン（濃縮度＜２０％）であり得、炉心は、自給自足できる核分裂性であり得、２０年の運転間隔の終わりに、炉心は、燃え尽きたものと同程度の生まれた核分裂性の内容物を含有するようになっている。使用された炉心を高温冶金リサイクルすると、Ｕ２３８の原材料および新たな被覆のみが、取り換える炉心の再加工に必要とされ得る。
[00037]第５に、複数のリサイクルによって、炉心の組成は、Ｕ２３５の豊富な組成から、自給自足できる核分裂性でもある平衡超ウランの豊富な組成に向けて徐々に移行することができる。燃料サイクルの廃棄物の流れは、核分裂生成物のみを含むことができ、この核分裂生成物は、放射能が背景濃度まで減衰するまでたった２００〜３００年の隔離を必要とするのに対して、全ての超ウラン元素は、燃料として原子炉に戻すことができ、原子炉で超ウラン元素は、核分裂生成物に変換される。
[00038]第６に、第１の炉心装荷の後、それに続く全ての炉心は、Ｕ２３８のみを原材料として必要とし得る。これは、世界の鉱石資源潜在性をほぼ１００％の生産用途に拡張する可能性があり、少なくとも千年のエネルギー供給をもたらす。トリウムベースの金属合金燃料を使用する能力は、世界の資源のベースを数千年に延ばす。
[00039]第７に、燃料製造技術は、ＬＷＲ使用済み燃料破砕酸化物粒子を金属合金へ混合してサーメットを形成するオプションを提供することができる。このオプションは、高温冶金リサイクルプロセスにおける追加の（酸化物還元）ステップと組み合わされたとき、それを高速炉の閉じた燃料サイクルの中に包含することによって、ＬＷＲ使用済み燃料の費用効率が良い管理への道筋を提供することができる。
熱源炉の特徴
[00040]第１に、炉心レイアウトは、個々にダクト付きおよび開口部付き燃料集合体の集合体クラスタを含むことができる。上述の通り、炉心レイアウト内の例示的な７つの集合体クラスタについては、図４を参照されたい。他の実施形態では、他の個数および配置が考えられてもよい。集合体は、個々の燃料集合体を保ちつつ、オリフィスおよび制限されたフリーボウ反応フィードバック特性を保持するように燃料の運搬のためにクラスタにグループ化されてもよい。取換え可能な反射体およびシールド集合体は、３つまたは４つの集合体クラスタにグループ化されてもよい。
熱源炉の特徴
[00040]第１に、炉心レイアウトは、個々にダクト付きおよび開口部付き燃料集合体の集合体クラスタを含むことができる。上述の通り、炉心レイアウト内の例示的な７つの集合体クラスタについては、図４を参照されたい。他の実施形態では、他の個数および配置が考えられてもよい。集合体は、個々の燃料集合体を保ちつつ、オリフィスおよび制限されたフリーボウ反応フィードバック特性を保持するように燃料の運搬のためにクラスタにグループ化されてもよい。取換え可能な反射体およびシールド集合体は、３つまたは４つの集合体クラスタにグループ化されてもよい。
[00041]第２に、「制限されたフリーボウ」炉心を締め付ける手法が使用されてもよい。締め付ける手法は、図５Ａに示されるように上方炉心装荷パッド９０３がほぼある高さで、ダクト燃料集合体９１３の炉心レイアウトの中央集合体位置に設置される脱着可能および垂直に調整可能な水平ウェッジ９０１を利用することができる。図５Ａおよび図５Ｂに示されるように半径方向変位は誇張されていることを留意されたい。ウェッジ９０１は、原子炉デッキ９０９上の垂直位置決め機構９０７に結合された動力伝達系統９０５に取り付けることができる。好ましくは、ウェッジ９０１は、動力伝達系統９０５の下端にあり、そこで動力伝達系統９０５は、垂直方向にある。図５Ｂに示されるように、ウェッジ９０１は、燃料の運搬のために炉心を緩めるために、除去／引っ込められてもよい。燃料交換が完了したら、ウェッジ９０１は、上部装荷パッドの高さにある炉心形成リング９１１に対して外側に炉心９１５および上部装荷パッド９１７を締め付けるように再挿入されてもよい。好ましくは、上部装荷パッド９１７は、ダクト燃料集合体９１３のほぼ上端の高さで１つまたは複数のダクト燃料集合体９１３を囲むことができる。上方炉心装荷パッド９０３は、燃料の高さの上方であるが上部装荷パッド９１７の下方で１つまたは複数のダクト燃料集合体９１３を囲むことができる。格子板の高さは、ダクト燃料集合体９１３の底部にほぼ対応し得る。
[00042]第３に、炉心は、燃料組成が、２０年にわたっての燃焼サイクルを含む、およびリサイクルの装荷ごとにさら含むときでも、運転および安全の両方の性能パラメータを保持することができる。
[00043]第４に、本発明の実施形態は、炉心寿命の全体にわたって反応度フィードバックを監視し、炉心が、その２０年の燃焼サイクルを超えて経年するときにそれらの値が漂う場合には、ウェッジの垂直位置調整を用いてそれらの値を微調整する方策を含むことができる。必須の反応度フィードバックが、冷却材流速、入口冷却材温度、および制御棒位置の非侵入の小さい調整によってｉｎ ｓｉｔｕで測定することもできる。図６Ａ〜図６Ｃに示されるように、炉心締め付けウェッジ９０１の静止位置は、反応度について本質的に負の出力係数の炉心の半径方向に膨張するコンポーネントの値を調整するために使用されてもよい。図６Ａ〜図６Ｃに示されるように、半径方向変位は、強調されていることに留意されたい。図６Ａに示されるように、出力を増大させると、燃料集合体９１３のそり９５１を（図６Ａ〜図６Ｃ中の右へ向かう）外側に増大させ得る。炉心出力の増大時の抑制のない開花（Ｕｎｒｅｓｔｒａｉｎｅｄ ｆｌｏｗｅｒｉｎｇ）は、ダクト燃料集合体９１３上の半径方向の温度勾配の増大から生じ得る。内側のダクト燃料集合体９１３は、図６Ｂに示されるように、外側に押され得る。制限されたフリーボウの炉心の拘束は、ダクト燃料集合体９１３の燃料ゾーンの高さで半径方向の拡張を強化し得る。図６Ｃに示されるように、冷却材出口温度の増大は、増大した温度でウェッジの動力伝達系統９０５を包むことができ、動力伝達系統の熱膨張によって、ウェッジ９０１を下方に／より深く駆動することができるようになっている。このことは、燃料ゾーンの高さで炉心燃料集合体９１３の半径方向外側へのそりを増幅することができ、次いでこれによって軸方向の漏れを増大し、および反応度を減少させることができる。フル出力およびフル流れでウェッジ９０１の静止位置を調整することによって、そりの強化の振幅は、微調整されてもよい。
[00044]第５に、受動的安全性応答は、スクラムなしで、流れの喪失、ヒートシンクの喪失、冷却された冷却材の入口温度、および単一ロッド消耗過渡オーバーパワー（ＡＴＷＳ）トランジェント起因に対して与えられ得る。出力および燃料および冷却材温度に関しての固有の反応度フィードバックは、崩壊熱レベルでほぼ０の反応度の燃焼度スイングおよび自然循環能力と組み合わされるとき、全てのＡＴＷＳ起因について、原子炉を損傷を受けていない安全な状態に持って行くことができ、すなわち、損傷が招かれる可能性はなく、安定な状態は、ロッドがスクラムできない場合でも、これらの起因について到着され得る。
[00045]第６に、受動的崩壊熱除去チャンネルが、周囲大気へ設けられてもよく、究極のヒートシンクは常に、能動的崩壊熱除去チャンネルに対するバックアップとして働く。受動的チャンネルは、フルパワーの１％未満または１％にほぼ等しいところで常に働いていてもよく、受動的チャンネルは、ｉｎ ｓｉｔｕ非侵襲測定によって炉心寿命の全ての段階で機能していることが確認可能である。炉心および内部構造の熱容量は、受動的チャンネルの容量を超過した崩壊熱の初期過渡現象を安全に吸収するのに十分である。
発電所の特徴
[00046]第１に、Ｓ−ＣＯ２ブレイトンサイクルエネルギー変換器を駆動する熱源炉は、およそ５００℃で２１ＭＰ〜３１℃でおよそ７ＭＰａの作動流体範囲内で運転している間、ほぼ４０％以上の熱対電気の変換効率を達成することができる。この変換器は、非常に高出力密度の回転機械、およびひときわ高出力密度の伝熱式熱交換器を使用することができる。
発電所の特徴
[00046]第１に、Ｓ−ＣＯ２ブレイトンサイクルエネルギー変換器を駆動する熱源炉は、およそ５００℃で２１ＭＰ〜３１℃でおよそ７ＭＰａの作動流体範囲内で運転している間、ほぼ４０％以上の熱対電気の変換効率を達成することができる。この変換器は、非常に高出力密度の回転機械、およびひときわ高出力密度の伝熱式熱交換器を使用することができる。
[00047]第２に、熱源炉は、エネルギー変換器の熱の需要に受動的に負荷追従することができる。原子炉は、中間熱搬送ループの流量および戻り温度を介して通信されるバランスオブプラントの需要を感知することができる。原子炉の固有の反応度フィードバックは、数十秒以内に、制御棒の能動的な調整を必要とすることなく中間ループを通じた熱除去とバランスをとって熱発生を維持することができる。
[00048]第３に、原子力安全機能を持たず、通常の工業基準で構築、運転および維持することができるバランスオブプラント（ＢＯＰ）が提供され得る。原子炉は、ＢＯＰから中間熱搬送ループを通じて戻ってくる流量および戻り温度の物理的に達成できる全ての組合せに受動的に対応することができる。受動的崩壊熱除去チャンネルは、ＢＯＰに依存しないことができ、ほぼゼロの燃焼度の制御スイングが、制御システム誤差ａから生じる棒の消耗のＴＯＰをダメージのないイベントにさせる。したがって、ＢＯＰは、いずれかの原子力安全機能を持つ必要がない。
[00049]第４に、本発明の実施形態は、ＢＯＰが原子力安全機能を持っていないので、幅広く多様なＢＯＰ構成を標準的な事前にライセンス供与された熱源炉に結び付ける可能性を含み得る。Ｓ−ＣＯ２ブレイトンサイクルは、供給された熱のおよそ６０％を排除することができ、およそ１００℃と３１℃の間でそれをすることができる。マルチ効果の蒸留除塩、地域熱、地域冷水、氷生産、および他のものを含む多くのコジェネレーションのオプションが、そのような温度範囲について存在し得る。代替として、種々の非電気産業のプロセスは、熱源炉、所与のその自己防衛特性、小型ソースターム、受動的負荷追従特性、および高いレベルの有用性と共に、近くに共に位置する。
[00050]前述の説明は、本発明の好ましい実施形態に向けられているが、当業者には他の変形形態および修正形態が明らかであり、本発明の精神および範囲から逸脱することなく他の変形形態および修正形態がなされ得ることに留意されたい。さらに、本発明の一実施形態に関連して説明された特徴は、上に明記されていない場合でも、他の実施形態に関連して使用されてもよい。
以上説明したように、本発明は以下の形態を有する。
［形態１］
高速中性子スペクトル原子炉システムであって、
原子炉タンク、
前記原子炉タンク内の原子炉炉心であって、熱輸送媒体として液体ナトリウムを用いる金属燃料またはサーメット燃料の燃料カラムを含む原子炉炉心、および
熱交換器を通じて前記液体ナトリウムを循環させるポンプを備える原子炉と、
反応度フィードバックを含む少なくとも１つの受動的安全システムと、
少なくとも１つの受動的負荷追従システムと、
原子力安全機能のないバランスオブプラントと、
約４０％以上の変換効率で超臨界ＣＯ ２ ブレイトンサイクルエネルギー変換器を駆動する熱源炉とを備え、
前記原子炉が、モジュールであり、
前記システムが、約５０ＭＷｅから約１００ＭＷｅを生成するシステム。
［形態２］
ガードベッセルと、原子炉デッキの上方のドームとを含む小容積の格納容器構造をさらに備え、前記小容積の格納容器構造が、免震のサイロシールド構造内に置かれる、形態１に記載の原子炉システム。
［形態３］
燃料交換設備または燃料貯蔵所が、現場に設置されていない、形態１に記載の原子炉システム。
［形態４］
第１の装荷が、約２０％未満の濃縮の濃縮ウランであり、その後の全ての装荷が、リサイクルウラン、超ウラン、およびジルコニウムである、形態１に記載の原子炉システム。
［形態５］
燃料交換間隔が約２０年であり、原子炉炉心全体が燃料交換中に取り換えられる、形態１に記載の原子炉システム。
［形態６］
１つまたは複数のマルチ集合体クラスタをさらに備える、形態１に記載の原子炉システム。
［形態７］
前記１つまたは複数のマルチ集合体クラスタが、長い燃料交換間隔を可能にすると共に、原子炉停止後約２週間で燃料交換作業を開始することを可能にするために減定格比出力（ｋｗｔ／ｋｇ燃料）を有する、形態６に記載の原子炉システム。
［形態８］
炉心の締め付けおよび前記反応度フィードバックの微調整のために、上方炉心装荷パッドの高さに前記原子炉炉心内に脱着可能および調整可能なウェッジをさらに備える、形態１に記載の原子炉システム。
［形態９］
前記システムの熱効率が、約３９％から約４１％の間である、形態１に記載の原子炉システム。
［形態１０］
内部増殖比がほぼ１である、形態１に記載の原子炉システム。
［形態１１］
原子力を提供する方法であって、
高速中性子スペクトル原子炉システムを用意するステップであって、前記システムが、
原子炉タンク、
前記原子炉タンク内の原子炉炉心であって、熱輸送媒体として液体ナトリウムを用いる金属燃料またはサーメット燃料の燃料カラムを含む原子炉炉心、および
熱交換器を通じて前記液体ナトリウムを循環させるポンプを備える原子炉と、
反応度フィードバックを含む少なくとも１つの受動的安全システムと、
少なくとも１つの受動的負荷追従システムと、
原子力安全機能のないバランスオブプラントと、
約４０％以上の変換効率で超臨界ＣＯ ２ ブレイトンサイクルエネルギー変換器を駆動する熱源炉とを備える、高速中性子スペクトル原子炉システムを用意するステップと、
前記システムを初期化するステップと、
熱を電気に変換するステップと、
前記電気を供給するステップとを含み、
前記原子炉が、モジュールであり、
前記システムが、約５０ＭＷｅ〜約１００ＭＷｅを生成する方法。
［形態１２］
前記原子炉が、ガードベッセルと、原子炉デッキの上方のドームとを含む小容積の格納容器構造をさらに備え、前記小容積の格納容器構造が、免震のサイロシールド構造内に置かれる、形態１１に記載の方法。
［形態１３］
燃料交換設備または燃料貯蔵所が、現場に設置されていない、形態１１に記載の方法。
［形態１４］
第１の装荷が、約２０％未満の濃縮の濃縮ウランであり、その後の装荷が、リサイクルウラン、自然発生した超ウラン、およびジルコニウムである、形態１１に記載の方法。
［形態１５］
燃料交換間隔が約２０年であり、前記原子炉炉心全体が燃料交換中に取り換えられる、形態１１に記載の方法。
［形態１６］
前記原子炉が、１つまたは複数のマルチ集合体クラスタをさらに備える、形態１１に記載の方法。
［形態１７］
前記１つまたは複数のマルチ集合体クラスタが、長い燃料交換間隔を可能にすると共に、原子炉停止後約２週間で燃料交換作業を開始することを可能にするために減定格比出力（ｋｗｔ／ｋｇ燃料）を有する、形態１６に記載の方法。
［形態１８］
前記原子炉が、炉心の締め付けおよび前記反応度フィードバックの微調整のために、上方炉心装荷パッドの高さに前記原子炉炉心内に脱着可能および調整可能なウェッジをさらに備える、形態１１に記載の方法。
［形態１９］
前記システムの熱効率が、約３９％から約４１％の間である、形態１１に記載の方法。
［形態２０］
内部増殖比がほぼ１である、形態１１に記載の方法。
［形態２１］
炉心の締め付けのためのシステムであって、
１つまたは複数のダクト燃料集合体、および炉心中央集合体位置を含む原子炉炉心と、
前記１つまたは複数のダクト燃料集合体の上端の近くで前記１つまたは複数のダクト燃料集合体のそれぞれに結合された１つまたは複数の上部装荷パッドと、
前記１つまたは複数の上部装荷パッドの下方の前記１つまたは複数のダクト燃料集合体のそれぞれに結合された１つまたは複数の上方炉心装荷パッドと、
ほぼ上部装荷パッドの高さで前記原子炉炉心を囲む炉心形成リングであって、前記原子炉炉心の運転中に１つまたは複数の上部装荷パッドによって接触される炉心形成リングと、
前記炉心中央集合体位置の中に挿入されるための脱着可能および調整可能なウェッジと、
前記ウェッジの位置を挿入、除去、および調整するために前記ウェッジに結合されたウェッジ動力伝達系統とを備えるシステム。
［形態２２］
前記ウェッジが、炉心の締め付けおよび反応度フィードバックの微調整のためにほぼ上方炉心装荷パッドのところに挿入される、形態２１に記載のシステム。
［形態２３］
前記ウェッジの動力伝達系統が、反応度フィードバックの微調整のために熱膨張可能である、形態２１に記載のシステム。
［形態２４］
前記ウェッジが、燃料交換作業のために緩められ、除去される、形態２１に記載のシステム。
以上説明したように、本発明は以下の形態を有する。
［形態１］
高速中性子スペクトル原子炉システムであって、
原子炉タンク、
前記原子炉タンク内の原子炉炉心であって、熱輸送媒体として液体ナトリウムを用いる金属燃料またはサーメット燃料の燃料カラムを含む原子炉炉心、および
熱交換器を通じて前記液体ナトリウムを循環させるポンプを備える原子炉と、
反応度フィードバックを含む少なくとも１つの受動的安全システムと、
少なくとも１つの受動的負荷追従システムと、
原子力安全機能のないバランスオブプラントと、
約４０％以上の変換効率で超臨界ＣＯ ２ ブレイトンサイクルエネルギー変換器を駆動する熱源炉とを備え、
前記原子炉が、モジュールであり、
前記システムが、約５０ＭＷｅから約１００ＭＷｅを生成するシステム。
［形態２］
ガードベッセルと、原子炉デッキの上方のドームとを含む小容積の格納容器構造をさらに備え、前記小容積の格納容器構造が、免震のサイロシールド構造内に置かれる、形態１に記載の原子炉システム。
［形態３］
燃料交換設備または燃料貯蔵所が、現場に設置されていない、形態１に記載の原子炉システム。
［形態４］
第１の装荷が、約２０％未満の濃縮の濃縮ウランであり、その後の全ての装荷が、リサイクルウラン、超ウラン、およびジルコニウムである、形態１に記載の原子炉システム。
［形態５］
燃料交換間隔が約２０年であり、原子炉炉心全体が燃料交換中に取り換えられる、形態１に記載の原子炉システム。
［形態６］
１つまたは複数のマルチ集合体クラスタをさらに備える、形態１に記載の原子炉システム。
［形態７］
前記１つまたは複数のマルチ集合体クラスタが、長い燃料交換間隔を可能にすると共に、原子炉停止後約２週間で燃料交換作業を開始することを可能にするために減定格比出力（ｋｗｔ／ｋｇ燃料）を有する、形態６に記載の原子炉システム。
［形態８］
炉心の締め付けおよび前記反応度フィードバックの微調整のために、上方炉心装荷パッドの高さに前記原子炉炉心内に脱着可能および調整可能なウェッジをさらに備える、形態１に記載の原子炉システム。
［形態９］
前記システムの熱効率が、約３９％から約４１％の間である、形態１に記載の原子炉システム。
［形態１０］
内部増殖比がほぼ１である、形態１に記載の原子炉システム。
［形態１１］
原子力を提供する方法であって、
高速中性子スペクトル原子炉システムを用意するステップであって、前記システムが、
原子炉タンク、
前記原子炉タンク内の原子炉炉心であって、熱輸送媒体として液体ナトリウムを用いる金属燃料またはサーメット燃料の燃料カラムを含む原子炉炉心、および
熱交換器を通じて前記液体ナトリウムを循環させるポンプを備える原子炉と、
反応度フィードバックを含む少なくとも１つの受動的安全システムと、
少なくとも１つの受動的負荷追従システムと、
原子力安全機能のないバランスオブプラントと、
約４０％以上の変換効率で超臨界ＣＯ ２ ブレイトンサイクルエネルギー変換器を駆動する熱源炉とを備える、高速中性子スペクトル原子炉システムを用意するステップと、
前記システムを初期化するステップと、
熱を電気に変換するステップと、
前記電気を供給するステップとを含み、
前記原子炉が、モジュールであり、
前記システムが、約５０ＭＷｅ〜約１００ＭＷｅを生成する方法。
［形態１２］
前記原子炉が、ガードベッセルと、原子炉デッキの上方のドームとを含む小容積の格納容器構造をさらに備え、前記小容積の格納容器構造が、免震のサイロシールド構造内に置かれる、形態１１に記載の方法。
［形態１３］
燃料交換設備または燃料貯蔵所が、現場に設置されていない、形態１１に記載の方法。
［形態１４］
第１の装荷が、約２０％未満の濃縮の濃縮ウランであり、その後の装荷が、リサイクルウラン、自然発生した超ウラン、およびジルコニウムである、形態１１に記載の方法。
［形態１５］
燃料交換間隔が約２０年であり、前記原子炉炉心全体が燃料交換中に取り換えられる、形態１１に記載の方法。
［形態１６］
前記原子炉が、１つまたは複数のマルチ集合体クラスタをさらに備える、形態１１に記載の方法。
［形態１７］
前記１つまたは複数のマルチ集合体クラスタが、長い燃料交換間隔を可能にすると共に、原子炉停止後約２週間で燃料交換作業を開始することを可能にするために減定格比出力（ｋｗｔ／ｋｇ燃料）を有する、形態１６に記載の方法。
［形態１８］
前記原子炉が、炉心の締め付けおよび前記反応度フィードバックの微調整のために、上方炉心装荷パッドの高さに前記原子炉炉心内に脱着可能および調整可能なウェッジをさらに備える、形態１１に記載の方法。
［形態１９］
前記システムの熱効率が、約３９％から約４１％の間である、形態１１に記載の方法。
［形態２０］
内部増殖比がほぼ１である、形態１１に記載の方法。
［形態２１］
炉心の締め付けのためのシステムであって、
１つまたは複数のダクト燃料集合体、および炉心中央集合体位置を含む原子炉炉心と、
前記１つまたは複数のダクト燃料集合体の上端の近くで前記１つまたは複数のダクト燃料集合体のそれぞれに結合された１つまたは複数の上部装荷パッドと、
前記１つまたは複数の上部装荷パッドの下方の前記１つまたは複数のダクト燃料集合体のそれぞれに結合された１つまたは複数の上方炉心装荷パッドと、
ほぼ上部装荷パッドの高さで前記原子炉炉心を囲む炉心形成リングであって、前記原子炉炉心の運転中に１つまたは複数の上部装荷パッドによって接触される炉心形成リングと、
前記炉心中央集合体位置の中に挿入されるための脱着可能および調整可能なウェッジと、
前記ウェッジの位置を挿入、除去、および調整するために前記ウェッジに結合されたウェッジ動力伝達系統とを備えるシステム。
［形態２２］
前記ウェッジが、炉心の締め付けおよび反応度フィードバックの微調整のためにほぼ上方炉心装荷パッドのところに挿入される、形態２１に記載のシステム。
［形態２３］
前記ウェッジの動力伝達系統が、反応度フィードバックの微調整のために熱膨張可能である、形態２１に記載のシステム。
［形態２４］
前記ウェッジが、燃料交換作業のために緩められ、除去される、形態２１に記載のシステム。
Claims (22)
- 高速中性子スペクトル原子炉システムであって、
原子炉タンク、
前記原子炉タンク内の原子炉炉心であって、熱輸送媒体として液体ナトリウムを用いる金属燃料またはサーメット燃料の燃料カラムを含む原子炉炉心、および
熱交換器を通じて前記液体ナトリウムを循環させるポンプ
を備える原子炉と、
反応度フィードバックを含む少なくとも１つの受動的安全システムと、
少なくとも１つの負荷追従システムと、
原子力安全機能のないバランスオブプラントと、
約４０％以上の変換効率で超臨界ＣＯ２ブレイトンサイクルエネルギー変換器を駆動する熱源炉と
を備え、
前記原子炉が、モジュールであり、
前記システムが、約５０ＭＷｅから約１００ＭＷｅを生成し、
第１の装荷が、約２０％未満の濃縮の濃縮ウランであり、その後の全ての装荷が、リサイクルウラン、超ウラン、およびジルコニウムである、システム。 - ガードベッセルと、原子炉デッキの上方のドームとを含む小容積の格納容器構造をさらに備え、前記小容積の格納容器構造が、免震のサイロシールド構造内に置かれる、請求項１に記載の原子炉システム。
- 燃料交換設備または燃料貯蔵所が、現場に設置されていない、請求項１に記載の原子炉システム。
- 燃料交換間隔が約２０年であり、原子炉炉心全体が燃料交換中に取り換えられる、請求項１に記載の原子炉システム。
- １つまたは複数のマルチ集合体クラスタをさらに備える、請求項１に記載の原子炉システム。
- 前記１つまたは複数のマルチ集合体クラスタが、長い燃料交換間隔を可能にすると共に、原子炉停止後約２週間で燃料交換作業を開始することを可能にするために減定格比出力（ｋｗｔ／ｋｇ燃料）を有する、請求項５に記載の原子炉システム。
- 炉心の締め付けおよび前記反応度フィードバックの微調整のために、上方炉心装荷パッドの高さに前記原子炉炉心内に脱着可能および調整可能なウェッジをさらに備える、請求項１に記載の原子炉システム。
- 前記システムの熱効率が、約３９％から約４１％の間である、請求項１に記載の原子炉システム。
- 内部増殖比がほぼ１である、請求項１に記載の原子炉システム。
- 原子力を提供する方法であって、
高速中性子スペクトル原子炉システムを用意するステップであって、前記システムが、
原子炉タンク、
前記原子炉タンク内の原子炉炉心であって、熱輸送媒体として液体ナトリウムを用いる金属燃料またはサーメット燃料の燃料カラムを含む原子炉炉心、および
熱交換器を通じて前記液体ナトリウムを循環させるポンプ
を備える原子炉と、
反応度フィードバックを含む少なくとも１つの受動的安全システムと、
少なくとも１つの負荷追従システムと、
原子力安全機能のないバランスオブプラントと、
約４０％以上の変換効率で超臨界ＣＯ２ブレイトンサイクルエネルギー変換器を駆動する熱源炉と
を備える、高速中性子スペクトル原子炉システムを用意するステップと、
前記システムを初期化するステップと、
熱を電気に変換するステップと、
前記電気を供給するステップと
を含み、
前記原子炉が、モジュールであり、
前記システムが、約５０ＭＷｅ〜約１００ＭＷｅを生成し、
第１の装荷が、約２０％未満の濃縮の濃縮ウランであり、その後の装荷が、リサイクルウラン、自然発生した超ウラン、およびジルコニウムである、方法。 - 前記原子炉が、ガードベッセルと、原子炉デッキの上方のドームとを含む小容積の格納容器構造をさらに備え、前記小容積の格納容器構造が、免震のサイロシールド構造内に置かれる、請求項１０に記載の方法。
- 燃料交換設備または燃料貯蔵所が、現場に設置されていない、請求項１０に記載の方法。
- 燃料交換間隔が約２０年であり、前記原子炉炉心全体が燃料交換中に取り換えられる、請求項１０に記載の方法。
- 前記原子炉が、１つまたは複数のマルチ集合体クラスタをさらに備える、請求項１０に記載の方法。
- 前記１つまたは複数のマルチ集合体クラスタが、長い燃料交換間隔を可能にすると共に、原子炉停止後約２週間で燃料交換作業を開始することを可能にするために減定格比出力（ｋｗｔ／ｋｇ燃料）を有する、請求項１４に記載の方法。
- 前記原子炉が、炉心の締め付けおよび前記反応度フィードバックの微調整のために、上方炉心装荷パッドの高さに前記原子炉炉心内に脱着可能および調整可能なウェッジをさらに備える、請求項１０に記載の方法。
- 前記システムの熱効率が、約３９％から約４１％の間である、請求項１０に記載の方法。
- 内部増殖比がほぼ１である、請求項１０に記載の方法。
- 炉心の締め付けのためのシステムであって、
１つまたは複数のダクト燃料集合体、および炉心中央集合体位置を含む原子炉炉心と、
前記１つまたは複数のダクト燃料集合体の上端の近くで前記１つまたは複数のダクト燃料集合体のそれぞれに結合された１つまたは複数の上部装荷パッドと、
前記１つまたは複数の上部装荷パッドの下方の前記１つまたは複数のダクト燃料集合体のそれぞれに結合された１つまたは複数の上方炉心装荷パッドと、
ほぼ上部装荷パッドの高さで前記原子炉炉心を囲む炉心形成リングであって、前記原子炉炉心の運転中に１つまたは複数の上部装荷パッドによって接触される炉心形成リングと、
前記炉心中央集合体位置の中に挿入されるための脱着可能および調整可能なウェッジと、
前記ウェッジの位置を挿入、除去、および調整するために前記ウェッジに結合されたウェッジ動力伝達系統と
を備えるシステム。 - 前記ウェッジが、炉心の締め付けおよび反応度フィードバックの微調整のためにほぼ上方炉心装荷パッドのところに挿入される、請求項１９に記載のシステム。
- 前記ウェッジの動力伝達系統が、反応度フィードバックの微調整のために熱膨張可能である、請求項１９に記載のシステム。
- 前記ウェッジが、燃料交換作業のために緩められ、除去される、請求項１９に記載のシステム。
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US30675410P | 2010-02-22 | 2010-02-22 | |
| US61/306,754 | 2010-02-22 | ||
| PCT/US2011/025455 WO2011142869A2 (en) | 2010-02-22 | 2011-02-18 | Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval |
Related Child Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2016170494A Division JP6407222B2 (ja) | 2010-02-22 | 2016-09-01 | 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 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2013520657A JP2013520657A (ja) | 2013-06-06 |
| JP6001457B2 true JP6001457B2 (ja) | 2016-10-05 |
Family
ID=44476489
Family Applications (2)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2012554058A Active JP6001457B2 (ja) | 2010-02-22 | 2011-02-18 | 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 |
| JP2016170494A Active JP6407222B2 (ja) | 2010-02-22 | 2016-09-01 | 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 |
Family Applications After (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2016170494A Active JP6407222B2 (ja) | 2010-02-22 | 2016-09-01 | 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 |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (4) | US8767902B2 (ja) |
| JP (2) | JP6001457B2 (ja) |
| KR (1) | KR101834845B1 (ja) |
| RU (2) | RU2596160C2 (ja) |
| WO (1) | WO2011142869A2 (ja) |
Families Citing this family (27)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013517479A (ja) | 2010-01-13 | 2013-05-16 | アドバンスト・リアクター・コンセプツ・エルエルシー | シースで被覆された環状の金属核燃料 |
| WO2011142869A2 (en) | 2010-02-22 | 2011-11-17 | Advanced Reactor Concepts LLC | Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval |
| US8726989B2 (en) * | 2010-07-14 | 2014-05-20 | Donald Nevin | Method for removing contaminants from wastewater in hydraulic fracturing process |
| US9613723B2 (en) * | 2011-12-20 | 2017-04-04 | Nihon Nature Cell Co., Ltd. | Compact nuclear power generation system |
| US9540999B2 (en) | 2012-01-17 | 2017-01-10 | Peregrine Turbine Technologies, Llc | System and method for generating power using a supercritical fluid |
| US10229757B2 (en) | 2012-09-12 | 2019-03-12 | Logos Technologies Llc | Modular transportable nuclear generator |
| US11557404B2 (en) | 2013-08-23 | 2023-01-17 | Global Energy Research Associates, LLC | Method of using nanofuel in a nanofuel internal engine |
| US9881706B2 (en) * | 2013-08-23 | 2018-01-30 | Global Energy Research Associates, LLC | Nuclear powered rotary internal engine apparatus |
| US11450442B2 (en) | 2013-08-23 | 2022-09-20 | Global Energy Research Associates, LLC | Internal-external hybrid microreactor in a compact configuration |
| US9947423B2 (en) | 2013-08-23 | 2018-04-17 | Global Energy Research Associates, LLC | Nanofuel internal engine |
| RU2542740C1 (ru) * | 2013-11-11 | 2015-02-27 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Ядерный реактор для сжигания трансурановых химических элементов |
| EP2899725B1 (en) * | 2014-01-27 | 2018-04-25 | Urenco Limited | Controlling the temperature of uranium material in a uranium enrichment facility |
| KR102297668B1 (ko) | 2014-02-26 | 2021-09-06 | 페레그린 터빈 테크놀로지스, 엘엘씨 | 부분 복열 유동 경로를 갖는 동력 발생 시스템 및 방법 |
| KR102374678B1 (ko) | 2014-04-14 | 2022-03-14 | 어드밴스드 리액터 컨셉트 엘엘씨 | 금속 합금 매트릭스에 분산된 세라믹 핵연료 |
| CN106715840B (zh) | 2014-08-22 | 2019-11-19 | 派瑞格恩涡轮技术有限公司 | 动力生成系统及用于生成动力的方法 |
| JP2016156729A (ja) * | 2015-02-25 | 2016-09-01 | 株式会社 シー・アール・ワイ | 原子炉 |
| RU2594889C1 (ru) * | 2015-05-29 | 2016-08-20 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" | Ядерный реактор |
| CN105280250A (zh) * | 2015-09-15 | 2016-01-27 | 西安交通大学 | 用于蒸汽发生器和乏燃料水池的非能动冷却系统及方法 |
| CN105405475B (zh) * | 2015-10-30 | 2017-04-19 | 西安交通大学 | 长寿命超临界二氧化碳冷却小堆 |
| JP6842191B2 (ja) | 2016-04-26 | 2021-03-17 | 株式会社クリア | 液体金属一次冷却材を用いた負荷追随型制御小型原子炉システム |
| US20170352443A1 (en) * | 2016-06-03 | 2017-12-07 | Advanced Reactor Concepts LLC | Upgrading power output of previously-deployed nuclear power plants |
| CN106128517B (zh) * | 2016-06-24 | 2017-11-28 | 西安交通大学 | 一种采用棒状燃料组件的超临界二氧化碳冷却小堆 |
| RU2019120653A (ru) * | 2016-12-11 | 2021-01-14 | Эдвансед Реактор Консептс Ллк | Энергетическая станция на основе малого модульного реактора с возможностями следования за нагрузкой и комибинированной выработки электроэнергии и тепла и способы использования |
| CN109616229B (zh) * | 2019-01-11 | 2024-07-30 | 哈尔滨电气股份有限公司 | 用于钠冷快堆的梯级供热超临界二氧化碳循环热电联供系统 |
| RU2764061C1 (ru) * | 2021-07-29 | 2022-01-13 | Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» | Узел крепления тепловыделяющей сборки ядерного реактора |
| CN115234330B (zh) * | 2022-08-30 | 2024-05-07 | 西安热工研究院有限公司 | 一种高效安全的空间核电源系统及其工作方法 |
| CN115862914B (zh) * | 2022-11-17 | 2024-09-24 | 中国核动力研究设计院 | 集推进和发电两用的空间超临界二氧化碳核动力系统 |
Family Cites Families (159)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US1624704A (en) | 1926-03-15 | 1927-04-12 | Lamore Tile Machine Company | Pneumatic core for block machines |
| US3197375A (en) * | 1958-10-28 | 1965-07-27 | Dow Chemical Co | Nuclear power reactor |
| US3098024A (en) | 1959-01-27 | 1963-07-16 | Engelhard Ind Inc | Composite fuel elements for nuclear reactors |
| US2983663A (en) | 1959-02-10 | 1961-05-09 | Charles H Bassett | Fuel element for nuclear reactors |
| US2992179A (en) | 1959-03-17 | 1961-07-11 | Charles H Bassett | Fuel element for nuclear reactors |
| NL128420C (ja) | 1960-03-07 | 1900-01-01 | ||
| DE1464128A1 (de) | 1961-06-27 | 1969-03-27 | Westinghouse Electric Corp | Langgestreckte Bauelemente und Verfahren zu ihrer Herstellung |
| US3178354A (en) * | 1961-07-25 | 1965-04-13 | Jackson & Moreland Inc | Steam cooled nuclear reactor system with improved fuel element assembly |
| BE639122A (ja) | 1962-10-26 | |||
| NL301862A (ja) * | 1962-12-26 | 1900-01-01 | ||
| DE1199748B (de) | 1963-05-15 | 1965-09-02 | Kernforschung Mit Beschraenkte | Verfahren zum Aufarbeiten von bestrahlten Kernbrennstoffen |
| US3372213A (en) | 1963-12-16 | 1968-03-05 | Sumitomo Electric Industries | Method of manufacturing oxide nuclear fuel containing a boride |
| US3328133A (en) | 1964-02-10 | 1967-06-27 | Japan Atomic Energy Res Inst | Method for direct recovery of plutonium from irradiated nuclear fuel |
| GB1051954A (ja) | 1964-04-08 | |||
| GB1102815A (en) | 1964-06-02 | 1968-02-14 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactors |
| NL133131C (ja) | 1964-06-11 | |||
| US3413383A (en) | 1964-10-28 | 1968-11-26 | Hitachi Ltd | Vibratory compaction method for the fabrication of ceramic nuclear fuel elements |
| US3215608A (en) * | 1965-02-19 | 1965-11-02 | Ralph W Guenther | Nuclear reactor core clamping system |
| US4147590A (en) * | 1965-09-01 | 1979-04-03 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Nuclear propulsion apparatus with alternate reactor segments |
| GB1198051A (en) | 1966-06-21 | 1970-07-08 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to Ceramic Nuclear Fuel Materials |
| GB1246275A (en) | 1967-12-20 | 1971-09-15 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactor fuel elements |
| US3627634A (en) | 1968-11-26 | 1971-12-14 | Gen Electric | Nuclear reactor core clamping system |
| SE324019B (ja) * | 1968-12-02 | 1970-05-19 | Asea Ab | |
| JPS5014318B1 (ja) | 1969-02-05 | 1975-05-27 | ||
| DE1926827A1 (de) | 1969-05-27 | 1970-12-03 | Kernforschungsanlage Juelich | Verfahren zum Aufarbeiten von Brenn- und/oder Brutelementen fuer Kernreaktoren |
| BE754855A (fr) | 1969-08-14 | 1971-02-15 | Westinghouse Electric Corp | Element combustible a pression interne |
| US3682774A (en) * | 1969-09-26 | 1972-08-08 | North American Rockwell | Core clamping system for a nuclear reactor |
| US3708393A (en) | 1970-12-01 | 1973-01-02 | Atomic Energy Commission | Radial restraint mechanism for reactor core |
| US3778348A (en) | 1971-02-12 | 1973-12-11 | Atomic Energy Commission | Nuclear fuel element with axially aligned fuel pellets and fuel microspheres therein |
| US3683975A (en) | 1971-02-12 | 1972-08-15 | Atomic Energy Commission | Method of vibratory loading nuclear fuel elements |
| US3823067A (en) | 1971-08-02 | 1974-07-09 | United Nuclear Corp | Shaped nuclear fissionable bodies |
| JPS549279B2 (ja) * | 1972-07-12 | 1979-04-23 | ||
| SE383223B (sv) | 1973-02-02 | 1976-03-01 | Atomenergi Ab | Kernbrensleelement for kraftreaktorer. |
| JPS5014318A (ja) | 1973-06-06 | 1975-02-14 | ||
| US4050638A (en) | 1974-04-24 | 1977-09-27 | Ngk Insulators, Ltd. | Radioactive matter containing waste gas treating installation |
| US4000617A (en) * | 1975-01-27 | 1977-01-04 | General Atomic Company | Closed cycle gas turbine system |
| US4057465A (en) * | 1975-08-08 | 1977-11-08 | Westinghouse Electric Corporation | Nuclear reactor auxiliary heat removal system |
| JPS5847039B2 (ja) | 1977-04-01 | 1983-10-20 | 石川島播磨重工業株式会社 | 核燃料の処理方法及び核方法に用いる処理装置 |
| US4131511A (en) | 1977-02-04 | 1978-12-26 | Combustion Engineering, Inc. | Nuclear fuel element |
| JPS5433991A (en) * | 1977-08-19 | 1979-03-13 | Hitachi Ltd | Fast breeder |
| SU714505A1 (ru) * | 1978-01-19 | 1980-02-05 | Государственный Научно-Исследовательский Институт Им. Г.М.Кржижановского | Ядерна энергетическа установка |
| US4257846A (en) * | 1978-01-19 | 1981-03-24 | Westinghouse Electric Corp. | Bi-brayton power generation with a gas-cooled nuclear reactor |
| US4292127A (en) | 1978-04-14 | 1981-09-29 | United Kingdom Atomic Energy Authority | Nuclear fuel pins |
| US4229942A (en) * | 1978-06-06 | 1980-10-28 | Kms Fusion, Inc. | Radiolytic dissociative gas power conversion cycles |
| USRE31697E (en) * | 1978-06-06 | 1984-10-09 | Kms Fusion, Inc. | Radiolytic dissociative gas power conversion cycles |
| US4257847A (en) | 1978-10-06 | 1981-03-24 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Nuclear breeder reactor fuel element with axial tandem stacking and getter |
| DE3016402A1 (de) * | 1980-04-29 | 1981-11-05 | GHT Gesellschaft für Hochtemperaturreaktor-Technik mbH, 5060 Bergisch Gladbach | Hochtemperaturreaktor in modul-bauweise |
| JPS57184510A (en) | 1981-05-07 | 1982-11-13 | Nippon Kokan Kk <Nkk> | Automatic measuring method of pressing center of extrusion press and its device |
| JPS5983082A (ja) * | 1982-11-04 | 1984-05-14 | 株式会社日立製作所 | 高速増殖炉の炉心構造 |
| JPS5987696A (ja) | 1982-11-10 | 1984-05-21 | アドバンスト・マイクロ・デイバイシズ・インコ−ポレ−テツド | センス率の制御装置 |
| US4548347A (en) | 1982-11-30 | 1985-10-22 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Automated fuel pin loading system |
| US4508677A (en) * | 1983-02-09 | 1985-04-02 | General Electric Company | Modular nuclear reactor for a land-based power plant and method for the fabrication, installation and operation thereof |
| SE436078B (sv) | 1983-03-30 | 1984-11-05 | Asea Atom Ab | Brenslestav for kernreaktor brenslestav for kernreaktor |
| US4853177A (en) | 1983-05-06 | 1989-08-01 | The Babcock & Wilcox Company | Void plug for annular fuel pellets |
| US4526741A (en) | 1983-06-10 | 1985-07-02 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Fuel assembly for the production of tritium in light water reactors |
| US4624828A (en) | 1983-12-29 | 1986-11-25 | Battelle Memorial Institute | Metal-actinide nitride nuclear fuel |
| JPS60181694A (ja) | 1984-02-28 | 1985-09-17 | 株式会社日立製作所 | 燃料要素の製造方法およびその装置 |
| US4863675A (en) * | 1984-10-04 | 1989-09-05 | General Atomics | Nuclear power system |
| US4717534A (en) | 1985-02-19 | 1988-01-05 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel cladding containing a burnable absorber |
| US4687605A (en) | 1985-02-19 | 1987-08-18 | Westinghouse Electric Corp. | Manufacturing automation system for nuclear fuel rod production |
| US4687629A (en) | 1986-01-27 | 1987-08-18 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel rod with annular nuclear fuel pellets having same U-235 enrichment and different annulus sizes for graduated enrichment loading |
| JPS62207995A (ja) * | 1986-03-07 | 1987-09-12 | 株式会社東芝 | 高速増殖炉 |
| JPS633292A (ja) * | 1986-06-24 | 1988-01-08 | 株式会社東芝 | 高速増殖炉 |
| JPS6373191A (ja) * | 1986-09-17 | 1988-04-02 | 株式会社東芝 | 高速増殖炉の運転方法 |
| SU1764783A1 (ru) | 1986-12-08 | 1992-09-30 | Центральный научно-исследовательский дизельный институт | Способ лить чугунных полых заготовок |
| GB8707614D0 (en) * | 1987-03-31 | 1987-05-07 | Nat Nuclear Corp Ltd | Reactivity control in nuclear reactors |
| US4759911A (en) | 1987-04-27 | 1988-07-26 | The Babcock & Wilcox Company | Gas cooled nuclear fuel element |
| GB2234849B (en) * | 1987-07-28 | 1991-05-01 | Nat Nuclear Corp Ltd | Nuclear reactor-based power source |
| US4859402A (en) * | 1987-09-10 | 1989-08-22 | Westinghouse Electric Corp. | Bottom supported liquid metal nuclear reactor |
| JPS6473290A (en) * | 1987-09-16 | 1989-03-17 | Westinghouse Electric Corp | Liquid metal fast furnace |
| USH689H (en) | 1987-11-24 | 1989-10-03 | The United States of America as reprsented by the United States Department of Energy | Fuel pin |
| JP2510648B2 (ja) | 1988-01-22 | 1996-06-26 | 株式会社日立製作所 | 燃料要素 |
| US4814046A (en) | 1988-07-12 | 1989-03-21 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Process to separate transuranic elements from nuclear waste |
| JPH02184792A (ja) | 1989-01-11 | 1990-07-19 | Hitachi Ltd | 原子炉の炉心 |
| US5044911A (en) | 1989-04-06 | 1991-09-03 | United States Department Of Energy | Apparatus for injection casting metallic nuclear energy fuel rods |
| US4971753A (en) | 1989-06-23 | 1990-11-20 | General Electric Company | Nuclear fuel element, and method of forming same |
| US4997596A (en) | 1989-09-18 | 1991-03-05 | General Electric Company | Fissionable nuclear fuel composition |
| DE3938345A1 (de) * | 1989-11-17 | 1991-05-23 | Interatom | Fluessigmetallgekuehlter kernreaktor |
| US5112534A (en) | 1990-03-05 | 1992-05-12 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Yttrium and rare earth stabilized fast reactor metal fuel |
| US6113982A (en) | 1990-06-25 | 2000-09-05 | Lanxide Technology Company, Lp | Composite bodies and methods for making same |
| FR2665290B1 (fr) * | 1990-07-24 | 1994-06-10 | Toshiba Kk | Reacteur rapide. |
| DE69119156T2 (de) | 1990-08-03 | 1997-01-09 | Toshiba Kawasaki Kk | Die Transmutation transuranischer Elemente ermöglichender Reaktorkern, die Transmutation transuranischer Elemente ermöglichender Brennstab und die Transmutation transuranischer Elemente ermöglichendes Brennstabbündel |
| DE4032521A1 (de) | 1990-10-11 | 1992-04-16 | Mannesmann Ag | Stranggiesskokille |
| JP2500390B2 (ja) * | 1990-12-14 | 1996-05-29 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 深海調査船用原子炉 |
| JPH04270992A (ja) * | 1991-02-27 | 1992-09-28 | Toshiba Corp | 免震高速増殖炉 |
| JP3031644B2 (ja) * | 1991-07-31 | 2000-04-10 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体及び炉心 |
| JP2703428B2 (ja) | 1991-08-29 | 1998-01-26 | 株式会社東芝 | 小型高速炉 |
| JPH0713662B2 (ja) * | 1992-01-06 | 1995-02-15 | 財団法人電力中央研究所 | 小型液体金属冷却高速炉 |
| US5219519A (en) | 1992-02-21 | 1993-06-15 | General Electric Company | Increased fuel column height for boiling water reactor fuel rods |
| US5317611A (en) | 1992-05-05 | 1994-05-31 | Westinghouse Electric Corp. | Stackable truncated conical shell fuel element and an assembly thereof for a nuclear thermal engine |
| JP2740995B2 (ja) * | 1992-07-29 | 1998-04-15 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 液体金属冷却型高速炉及びそれを用いた発電システム |
| US5377246A (en) | 1992-10-28 | 1994-12-27 | General Electric Company | Elliptical metal fuel/cladding barrier and related method for improving heat transfer |
| JPH06194477A (ja) | 1992-12-24 | 1994-07-15 | Hitachi Ltd | 核燃料棒 |
| US5519748A (en) | 1993-04-23 | 1996-05-21 | General Electric Company | Zircaloy tubing having high resistance to crack propagation |
| US5437747A (en) | 1993-04-23 | 1995-08-01 | General Electric Company | Method of fabricating zircalloy tubing having high resistance to crack propagation |
| JPH06324169A (ja) | 1993-05-14 | 1994-11-25 | Central Res Inst Of Electric Power Ind | 高速増殖炉用金属燃料被覆管 |
| US5341407A (en) | 1993-07-14 | 1994-08-23 | General Electric Company | Inner liners for fuel cladding having zirconium barriers layers |
| JP2668646B2 (ja) | 1993-11-17 | 1997-10-27 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 高速炉炉心 |
| US5419886A (en) | 1994-03-08 | 1995-05-30 | Rockwell International Corporation | Method for generation of finely divided reactive plutonium oxide powder |
| JPH07294676A (ja) | 1994-04-27 | 1995-11-10 | Toshiba Corp | 燃料集合体および原子炉の炉心 |
| US5742653A (en) * | 1994-05-19 | 1998-04-21 | General Electric Company | Vertical and lateral restraint stabilizer for core shroud of boiling water reactor |
| US5608768A (en) | 1995-01-17 | 1997-03-04 | General Electric Company | Threaded fuel rod end plugs and related method |
| US5502754A (en) * | 1995-02-02 | 1996-03-26 | General Electric Company | Lateral restraint for core plate of boiling water reactor |
| JPH0933687A (ja) | 1995-07-25 | 1997-02-07 | Hitachi Ltd | 使用済原子燃料の再処理方法 |
| JPH0943389A (ja) | 1995-07-27 | 1997-02-14 | Toshiba Corp | アクチニドリサイクルシステム |
| JPH0943391A (ja) | 1995-07-27 | 1997-02-14 | Toshiba Corp | 核燃料リサイクルシステム |
| US5828715A (en) | 1995-08-22 | 1998-10-27 | Hitachi, Ltd. | Fuel rods, its manufacturing method and fuel assembly |
| JPH09119994A (ja) | 1995-08-22 | 1997-05-06 | Hitachi Ltd | 燃料棒及びその製造方法並びに燃料集合体 |
| JPH09251088A (ja) | 1996-03-14 | 1997-09-22 | Toshiba Corp | 核燃料要素 |
| US6056703A (en) | 1996-04-03 | 2000-05-02 | Rush Presbyterian-St Luke's Medical Center | Method and apparatus for characterizing gastrointestinal sounds |
| US5711826A (en) | 1996-04-12 | 1998-01-27 | Crs Holdings, Inc. | Functionally gradient cladding for nuclear fuel rods |
| US5822388A (en) | 1996-11-15 | 1998-10-13 | Combustion Engineering Inc. | MOX fuel arrangement for nuclear core |
| JPH10170677A (ja) * | 1996-12-06 | 1998-06-26 | Kawasaki Heavy Ind Ltd | 高速炉燃料集合体のグリッドスペーサの構造 |
| JPH10319169A (ja) * | 1997-05-21 | 1998-12-04 | Japan Atom Energy Res Inst | ヘリウム冷却高速増殖炉 |
| RU2124767C1 (ru) | 1997-08-26 | 1999-01-10 | Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад. А.А.Бочвара | Твэл ядерного реактора |
| US6091791A (en) * | 1997-08-29 | 2000-07-18 | General Electric Company | Shroud attachment for a boiling water reactor |
| JPH11326571A (ja) | 1998-05-14 | 1999-11-26 | Central Res Inst Of Electric Power Ind | 原子炉用金属燃料要素 |
| KR100293482B1 (ko) | 1998-09-08 | 2001-07-12 | 이종훈 | 핵연료소결체의제조방법 |
| JP2000180572A (ja) * | 1998-12-15 | 2000-06-30 | Toshiba Corp | 液体金属冷却型原子炉 |
| US6233298B1 (en) | 1999-01-29 | 2001-05-15 | Adna Corporation | Apparatus for transmutation of nuclear reactor waste |
| US6243433B1 (en) | 1999-05-14 | 2001-06-05 | General Electic Co. | Cladding for use in nuclear reactors having improved resistance to stress corrosion cracking and corrosion |
| US6298108B1 (en) | 1999-07-21 | 2001-10-02 | Yousef M. Farawila | Nuclear fuel rod with upward-shifted pellet stack and a device to realize same |
| 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 |
| AU7845900A (en) | 1999-09-29 | 2001-04-30 | Siemens Corporate Research, Inc. | Multi-modal cardiac diagnostic decision support system and method |
| US7139352B2 (en) | 1999-12-28 | 2006-11-21 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Reactivity control rod for core |
| US6343107B1 (en) * | 2000-02-01 | 2002-01-29 | General Electric Company | Shroud repair apparatus |
| FR2805075B1 (fr) | 2000-02-15 | 2002-05-10 | Franco Belge Combustibles | Procede de controle d'une operation de fermeture etanche par soudage de l'extremite d'un canal de remplissage traversant le bouchon superieur d'un crayon de combustible nucleaire |
| KR100881473B1 (ko) * | 2000-09-04 | 2009-02-05 | 페블 베드 모듈러 리엑터(프로프라이어터리) 리미티드 | 원자력로 |
| JP2002131459A (ja) | 2000-10-25 | 2002-05-09 | Central Res Inst Of Electric Power Ind | 原子炉用金属燃料要素 |
| JP2002181976A (ja) | 2000-12-14 | 2002-06-26 | Central Res Inst Of Electric Power Ind | 原子炉及びこれを備える原子力プラント |
| US6888713B2 (en) | 2000-12-21 | 2005-05-03 | Douglas Wayne Stamps | Device and method to mitigate hydrogen explosions in vacuum furnaces |
| JP4312969B2 (ja) | 2001-03-02 | 2009-08-12 | 東京電力株式会社 | 使用済原子燃料の再処理方法 |
| WO2002071947A1 (en) | 2001-03-09 | 2002-09-19 | Biomedical Acoustic Research, Inc. | Acoustic detection of gastric motility dysfunction |
| JP3530939B2 (ja) | 2001-08-09 | 2004-05-24 | 東京工業大学長 | 原子炉プラント |
| JP2004101199A (ja) | 2002-09-04 | 2004-04-02 | Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects | 振動充填型原子炉燃料棒 |
| RU2244347C2 (ru) | 2002-10-24 | 2005-01-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Стержневой тепловыделяющий элемент водоводяного энергетического реактора |
| US6768781B1 (en) * | 2003-03-31 | 2004-07-27 | The Boeing Company | Methods and apparatuses for removing thermal energy from a nuclear reactor |
| US20070217995A1 (en) | 2004-02-18 | 2007-09-20 | Chi Matsumura | Hydrogen Producing Method and Apparatus |
| JP2005232522A (ja) | 2004-02-18 | 2005-09-02 | Ebara Corp | 原子力発電プラントにおける水素製造システム |
| JP4247410B2 (ja) | 2004-07-16 | 2009-04-02 | 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 | 使用済み燃料の再利用方法及び高速炉の炉心構造 |
| US7521007B1 (en) | 2004-10-04 | 2009-04-21 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Methods and apparatuses for the development of microstructured nuclear fuels |
| JP2006226905A (ja) | 2005-02-18 | 2006-08-31 | Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects | 金属燃料高速炉炉心 |
| US20080144762A1 (en) | 2005-03-04 | 2008-06-19 | Holden Charles S | Non Proliferating Thorium Nuclear Fuel Inert Metal Matrix Alloys for Fast Spectrum and Thermal Spectrum Thorium Converter Reactors |
| JP2006328260A (ja) | 2005-05-27 | 2006-12-07 | Japan Electronic Materials Corp | 熱交換媒体 |
| US7961835B2 (en) * | 2005-08-26 | 2011-06-14 | Keller Michael F | Hybrid integrated energy production process |
| JP4724848B2 (ja) * | 2006-04-21 | 2011-07-13 | 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 | 核熱利用コンバインドブレイトンサイクル発電システム装置 |
| FR2901627B1 (fr) | 2006-05-24 | 2009-05-01 | Commissariat Energie Atomique | Procede de retraitement d'un combustible nucleaire use et de preparation d'un oxyde mixte d'uranium et de plutonium |
| KR100804406B1 (ko) | 2006-07-15 | 2008-02-15 | 한국원자력연구원 | 이중 냉각 핵연료봉의 상, 하부 봉단마개 |
| JP4936906B2 (ja) | 2007-01-11 | 2012-05-23 | 株式会社東芝 | 原子力システム |
| JP4825763B2 (ja) * | 2007-09-21 | 2011-11-30 | 株式会社東芝 | 反射体制御方式の高速炉 |
| CA2724582A1 (en) * | 2008-06-09 | 2009-12-17 | Nuclear Fuel Industries, Limited | Fuel for heavy water reactor or graphite reactor and process for producing the same |
| JP4909951B2 (ja) | 2008-07-14 | 2012-04-04 | 株式会社東芝 | 中性子遮蔽体 |
| KR101023233B1 (ko) | 2009-04-06 | 2011-03-21 | 한국수력원자력 주식회사 | 무연삭 환형 핵연료 소결체 제조방법 |
| 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 |
| JP2013517479A (ja) | 2010-01-13 | 2013-05-16 | アドバンスト・リアクター・コンセプツ・エルエルシー | シースで被覆された環状の金属核燃料 |
| WO2011142869A2 (en) | 2010-02-22 | 2011-11-17 | Advanced Reactor Concepts LLC | Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval |
| JP5906408B2 (ja) * | 2011-07-15 | 2016-04-20 | パナソニックＩｐマネジメント株式会社 | 照明光通信装置及びそれを用いた照明器具、並びに照明システム |
| WO2014039641A2 (en) | 2012-09-05 | 2014-03-13 | Transatomic Power Corporation | Nuclear reactors and related methods and apparatus |
| KR102374678B1 (ko) | 2014-04-14 | 2022-03-14 | 어드밴스드 리액터 컨셉트 엘엘씨 | 금속 합금 매트릭스에 분산된 세라믹 핵연료 |
-
2011
- 2011-02-18 WO PCT/US2011/025455 patent/WO2011142869A2/en active Application Filing
- 2011-02-18 JP JP2012554058A patent/JP6001457B2/ja active Active
- 2011-02-18 RU RU2012140426/07A patent/RU2596160C2/ru active
- 2011-02-18 KR KR1020127021096A patent/KR101834845B1/ko active IP Right Grant
- 2011-02-18 US US13/030,740 patent/US8767902B2/en active Active
- 2011-02-18 RU RU2016131332A patent/RU2713473C2/ru active
-
2014
- 2014-05-30 US US14/291,890 patent/US9640283B2/en active Active
-
2016
- 2016-09-01 JP JP2016170494A patent/JP6407222B2/ja active Active
-
2017
- 2017-05-01 US US15/583,838 patent/US20170337992A1/en not_active Abandoned
-
2019
- 2019-07-22 US US16/518,925 patent/US20200027575A1/en not_active Abandoned
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2017015722A (ja) | 2017-01-19 |
| US20110206173A1 (en) | 2011-08-25 |
| JP6407222B2 (ja) | 2018-10-17 |
| US8767902B2 (en) | 2014-07-01 |
| US20170337992A1 (en) | 2017-11-23 |
| WO2011142869A2 (en) | 2011-11-17 |
| KR101834845B1 (ko) | 2018-03-06 |
| WO2011142869A3 (en) | 2012-01-19 |
| US20200027575A1 (en) | 2020-01-23 |
| RU2012140426A (ru) | 2014-03-27 |
| JP2013520657A (ja) | 2013-06-06 |
| RU2713473C2 (ru) | 2020-02-05 |
| US20140321590A1 (en) | 2014-10-30 |
| US9640283B2 (en) | 2017-05-02 |
| RU2596160C2 (ru) | 2016-08-27 |
| RU2016131332A3 (ja) | 2019-11-20 |
| KR20120123085A (ko) | 2012-11-07 |
| RU2016131332A (ru) | 2018-12-07 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP6407222B2 (ja) | 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 | |
| Koster et al. | PBMR design for the future | |
| Triplett et al. | PRISM: a competitive small modular sodium-cooled reactor | |
| US20190206580A1 (en) | Small modular reactor power plant with load following and cogeneration capabilities and methods of using | |
| Gluekler | US advanced liquid metal reactor (ALMR) | |
| Choi | Small modular reactors (SMRs): The case of the Republic of Korea | |
| Holcomb et al. | Current status of the advanced high temperature reactor | |
| Brey | Development history of the gas turbine modular high temperature reactor | |
| Laturkar et al. | Advances in very small modular nuclear reactors | |
| Kugeler et al. | General Aspects of High-Temperature Reactors | |
| Jiafu et al. | Deep pool reactors for nuclear district heating | |
| Forsberg | The Advanced High-Temperature Reactor: High-Temperature Fuel, Molten Salt Coolant, and Liquid-Metal Reactor Plant | |
| El-Genk | On the introduction of nuclear power in Middle East countries: Promise, strategies, vision and challenges | |
| Shenoy et al. | Steam cycle modular helium reactor | |
| Koster et al. | Pebble-bed modular reactor: a generation IV high-temperature gas-cooled reactor | |
| Kupitz et al. | International status of HTGRs | |
| Greenspan | STAR: The Secure Transportable Autonomous Reactor System-Encapsulated Fission Heat Source | |
| Alekseev et al. | Molten-salt reactor for burning of transuranium nuclides forming in closed nuclear fuel cycle | |
| Simon | History of and prospects for gas-cooled reactors in the United States | |
| XV et al. | Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI), Japan | |
| Wade | STAR-H2: A Pb-Cooled, Long Refueling Interval Reactor for Hydrogen Production | |
| Park et al. | Current liquid metal cooled fast reactor concepts: use of the dry reprocess fuel | |
| Troyanov et al. | Status of fast reactor activities in the USSR | |
| El-Genk | The challenges of introducing nuclear power in the Gulf Cooperation Council states | |
| Matsuyama et al. | APPLICABILITY OF SMALL FAST REACTOR “4S” FOR OIL SANDS RECOVERY |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20140213 |
|
| A977 | Report on retrieval |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007 Effective date: 20141212 |
|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20141219 |
|
| A601 | Written request for extension of time |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A601 Effective date: 20150318 |
|
| A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20150527 |
|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20150804 |
|
| A601 | Written request for extension of time |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A601 Effective date: 20151030 |
|
| TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
| A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20160803 |
|
| A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20160901 |
|
| R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 6001457 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |
|
| S531 | Written request for registration of change of domicile |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R313531 |
|
| R350 | Written notification of registration of transfer |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R350 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |