JP7416544B2 - 溶融塩高速炉 - Google Patents
溶融塩高速炉 Download PDFInfo
- Publication number
- JP7416544B2 JP7416544B2 JP2022553676A JP2022553676A JP7416544B2 JP 7416544 B2 JP7416544 B2 JP 7416544B2 JP 2022553676 A JP2022553676 A JP 2022553676A JP 2022553676 A JP2022553676 A JP 2022553676A JP 7416544 B2 JP7416544 B2 JP 7416544B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- secondary circuit
- molten salt
- primary
- reflector
- 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
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 title claims description 24
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 23
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 16
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 10
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 description 10
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 description 9
- 230000003111 delayed effect Effects 0.000 description 8
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 4
- 239000011258 core-shell material Substances 0.000 description 4
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 4
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000010439 graphite Substances 0.000 description 3
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 2
- 239000002131 composite material Substances 0.000 description 2
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 2
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 2
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 2
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 2
- 238000009877 rendering Methods 0.000 description 2
- 238000004904 shortening Methods 0.000 description 2
- 229910052580 B4C Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 1
- -1 actinide fluorides Chemical class 0.000 description 1
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 1
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N boron carbide Chemical compound B12B3B4C32B41 INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000005587 bubbling Effects 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 239000011810 insulating material Substances 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
- G21C15/10—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from reflector or thermal shield
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
-
- 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
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/32—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
- G21C1/326—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core wherein the heat exchanger is disposed next to or beside the core
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/22—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated using liquid or gaseous fuel
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/28—Selection of specific coolants ; Additions to the reactor coolants, e.g. against moderator corrosion
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
- G21C11/06—Reflecting shields, i.e. for minimising loss of neutrons
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
-
- 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
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/44—Fluid or fluent reactor fuel
- G21C3/54—Fused salt, oxide or hydroxide compositions
-
- 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
Description
〔技術分野〕
本発明は原子力工学の分野に関し、特に溶融塩原子炉に関する。
本発明は原子力工学の分野に関し、特に溶融塩原子炉に関する。
〔従来技術〕
溶融塩原子炉の主な問題の１つは、実効遅延中性子分率の大きな損失であり、それが、制御された核分裂連鎖反応のプロセスにおけるマイナーアクチニドの燃焼中の原子炉の制御性が劣ることにつながる。原子炉の寿命時間の始まりにおいて、βeff(S)＝０．００２３である。寿命の終わりにおける、βeffはマイナーアクチニドのみによって決定され、βeff(E)＝０．０００９に低下する。原子炉周期Ｔｒは少なくとも１０秒であるべきである。これが、０．０００４以下であるべき挿入リアクタンス（insertion reactance）Δｋ／ｋに制限を課す。それにもかかわらず、挿入リアクタンスはβeffよりも大きくなければならず、そわなければ、即発の中性子炉の暴走（runway）が生じる。このため、βeff(S)－Δβeff＞０．０００４、βeff(E)－Δβeff＞０．０００４という、実効遅延中性子分率の損失値Δβeffを確保しなければならない。
溶融塩原子炉の主な問題の１つは、実効遅延中性子分率の大きな損失であり、それが、制御された核分裂連鎖反応のプロセスにおけるマイナーアクチニドの燃焼中の原子炉の制御性が劣ることにつながる。原子炉の寿命時間の始まりにおいて、βeff(S)＝０．００２３である。寿命の終わりにおける、βeffはマイナーアクチニドのみによって決定され、βeff(E)＝０．０００９に低下する。原子炉周期Ｔｒは少なくとも１０秒であるべきである。これが、０．０００４以下であるべき挿入リアクタンス（insertion reactance）Δｋ／ｋに制限を課す。それにもかかわらず、挿入リアクタンスはβeffよりも大きくなければならず、そわなければ、即発の中性子炉の暴走（runway）が生じる。このため、βeff(S)－Δβeff＞０．０００４、βeff(E)－Δβeff＞０．０００４という、実効遅延中性子分率の損失値Δβeffを確保しなければならない。
米国で設計されたＭＳＲＥ原子炉は、一次冷却材設備のモジュール構成を有し、燃料塩排水弁、渦巻き防止ブレード、原子炉容器、炉心容器、燃料入口接続パイプ、グラファイトロッド、センタリンググリッド、吸収ロッド、燃料出口接続パイプ、グラファイトサンプルを下降させるためのチャネル、制御ロッドを駆動するための可撓性ケーブル、空気冷却システム、冷却ジャケット、吸収ロッド用チャネル、出口フィルタ、燃料分配器、グラファイトロッド支持グリッドを備えていることが知られている（V. L. Blimkin, V. N. NNovikov. Molten salt nuclear reactors(ロシア語) - M: Atomizdat, 1978, p. 23）。
その欠点は、熱中性子スペクトルの存在であり、その結果、マイナーアクチニド利用のためのこの原子炉の使用効率が極めて低いことである。
また、米国で設計されたТАР ＭＳＲ原子炉は、一次ループポンプ、ドレンシステム、一次ループ熱交換器、中間ループポンプ、蒸気発生器、ニッケル基合金製配管を備えていることが知られている（Nuclear island rendering and Schematic. Figure 1. Rendering of the TAP MSR. TRANSATOMIC Journ. Technical white paper. November 2016, v2.1, f.2）。
この原子炉の欠点は、マイナーアクチニドの「燃焼」の可能性を著しく減少させる熱中性子スペクトルの使用、十分な量のマイナーアクチニド及びシード燃料を装填することを妨げるマイナーアクチニドフッ化物の低い溶解度を有するＬｉＦ‐ＢｅＦ２型担体塩の使用である。
フランスで設計されたＭＳＦＲ原子炉（MSFR and the European project EVOL, Molten Salt Reactor. Workshop - PSL - January 2017 Rrans - MSFR Presentation, p. 11）は、原子炉容器内に統合された一次ループ装置と、横方向反射体の周りの一次ループ及び二次ループの高温熱交換器とを有し、ほとんどの特徴において現在の解決策に最も近く、最も近い先行技術として選択される。
その欠点は、燃料組成物の循環中、炉心の外側に配置された高温熱交換器を通過するときに、遅延中性子の発生源である核分裂生成物がかなりの時間、炉心の外側に置かれ、遅延中性子の有効分率を低減し、原子炉の安全特徴を損なうことである。
〔発明の概要〕
技術的な目的は、少量のフッ化アクチニドの高い溶解度を有するＬｉＦ＋ＮａＦ＋ＫＦ（ＦＬｉＮａＫ）担体塩に基づく燃料組成物を使用する一体型溶融塩高速炉（ＭＳＦＲ）を開発することであり、放射性燃料組成物の容量を最小寸法内に定めることを可能にし、一次回路からの実質的な直径の長い循環配管を排除することを可能にする。
技術的な目的は、少量のフッ化アクチニドの高い溶解度を有するＬｉＦ＋ＮａＦ＋ＫＦ（ＦＬｉＮａＫ）担体塩に基づく燃料組成物を使用する一体型溶融塩高速炉（ＭＳＦＲ）を開発することであり、放射性燃料組成物の容量を最小寸法内に定めることを可能にし、一次回路からの実質的な直径の長い循環配管を排除することを可能にする。
関連する問題を解決することによって達成される技術的結果は、原子炉の運転中の実効遅延中性子分率の損失を低減し、マイナーアクチニドの燃焼の高効率を提供することを可能することであり、また、一次回路の漏れ止め完全性及び原子炉の信頼性を増大させることである。
この技術的結果は、循環する燃料組成物を有する一体型溶融塩高速炉において達成され、二次回路のパイプラインの入口及び出口と、溶融塩冷却材を初期充填及び補充するための接続パイプとを有する容器と、一次／二次回路の複数の熱交換器と、側部反射体、上部反射体、及び下部反射体と、シェルを有する炉心と、主循環ポンプとを備え、側部反射体は、一次／二次回路の複数の熱交換器が設置された間における複数のセクションで構成されることで、炉心のシェルに対して同一平面上に位置する。
下部反射体は、一次／二次回路の複数の熱交換器を設置するための側部切欠きと、その上に、炉心内の燃料組成物の使用量の分布プロファイルを整列させることを目的とする複数の開口部がその上に設けられた管板を有し、炉心の上部反射体には、制御及び防護システムの複数の操作要素及び中性子源をその中に設置するための複数の開口部が設けられ、側部反射体の上部には、炉心と主循環ポンプの収集チャンバとを接続するように設けられた管に属する開口部が形成される。
それらの上部において、一次／二次回路の複数の熱交換器は、主循環ポンプの複数の加圧チャンバに接続され、下部において、それらは炉心のマニホルドに接続され、一次／二次回路のそれぞれの熱交換器の上部において、溶融塩冷却材を供給及び除去するための二次回路のパイプラインの入口及び出口がある。
一次／二次回路の熱交換器を、炉心のシェルと同一平面の側部反射体の複数のセクションの間に配置することにより、一次回路のパイプラインの長さが短縮され、燃料循環時間の短縮により、実効遅延中性子分率の損失が低減され、それにより、マイナーアクチニドの燃焼の実質的な効率を達成することが可能になる。
側部反射体のセクション間の一次／二次回路の熱交換器の配置は原子炉直径の低下をもたらし、その結果、原子炉及び原子炉建造物全体の重量、サイズ、及びコスト特性の低下をもたらす。
原子炉の一体概念は、装置が容器の内側にあり、容器の外側で破損する可能性のある、一次回路の大径パイプラインがなく、一次回路の漏れ止め完全性の程度及び原子炉の信頼性を高める。
〔発明の実施形態〕
本発明の本質を図１～５に説明する：
図１は、原子炉の３Ｄモデルを示す；
図２は、原子炉の上面図の３Ｄモデルを示す（原子炉の蓋は示されていない）；
図３は、ＭＳＦＲの構成を示す；
図４は、原子炉のＡ－Ａ断面図を示す；
図５は、原子炉のＢ－Ｂ断面を示す。
本発明の本質を図１～５に説明する：
図１は、原子炉の３Ｄモデルを示す；
図２は、原子炉の上面図の３Ｄモデルを示す（原子炉の蓋は示されていない）；
図３は、ＭＳＦＲの構成を示す；
図４は、原子炉のＡ－Ａ断面図を示す；
図５は、原子炉のＢ－Ｂ断面を示す。
提案された原子炉の技術的解決策では、一体型構成（図３）が使用され、反射体：側部（２）、下部（１７）、上部（１８）を有する炉心（１）と、制御及び保護システム（ＯＥ ＣＰＳ）（３）という操作要素と、一次／二次回路の熱交換器（４）と、中性子源（ＮＳ）（５）と、容器内金属構造体（ＩＭＳ）（６）と、複合保護システム（７）と、主循環ポンプ（ＭＣＰ）の収集チャンバ（８）と、マニホルド（９）とが低圧原子炉の縦型容器（１０）内に配置される。原子炉の物理的境界は、次に続く、接合部分を備える設備の結合する点：二次回路のパイプラインの入口及び出口（１１）、溶融塩冷却材の初期充填及び補充のための接続パイプ（１２）、バブリング及びシールドガスを供給及び除去するためのパイプライン（１３）、ＣＰＳ駆動装置（１４）、ＭＣＰ駆動装置（１５）及びＮＳ駆動装置（１６）の電気端子、外部電力及び測定回路のための接点及び端子である。
炉心（１）は、高速中性子スペクトルを有するキャビティ型均質炉心である。
原子炉容器（１０）内では、溶接された炉心シェル（１９）を有するマニホルド（９）が、溶融塩冷却材の初期充填及び補充のためのシステムの接続パイプ（１２）上に設置される。下部反射体（１７）及び側部反射体（２）がシェル（１９）に取り付けられている。炉心（１）のシェル（１９）は、原子炉容器（１０）に溶接された支持リブ（２０）上に配置される。
炉心（１）の下部には開口部を有する管板（２１）が下部反射体（１７）に設置され、これは炉心内の燃料組成物の消費の分布プロファイルを調整させるためのものである。
反射体は、炉心の上端部、底部、及び側部に配置される。側部反射体（２）は、複数のセクションから作製される。下部反射体（１７）は、熱交換器（４）を設置するための側部切欠きを有する。ＣＰＳ ＯＥ（３）を内部に配置するために、炉心（１）のシェル（１９）の上部反射体（１８）とキャップ（２２）とに開口が形成される。上部反射体（１８）は、燃料組成物の流れを熱交換ループに分割するように意図された形状を有する。側部反射体（２）の上部には、炉心（１）をＭＣＰ収集チャンバ（８）に接続する配管（２５）を収容するための開口が形成されている。
側部反射体（２）の複数のセクション間の間隔において、一次／二次回路のための「塩－塩」タイプの複数の熱交換器（４）が配置される。複数の熱交換器（４）は、その上部において、ＭＣＰ圧力チャンバ（２３）に接続され、その下部において、管によって炉心（１）のマニホルド（９）に接続される。各熱交換器（４）の上部には、二次回路の溶融塩冷却材を供給及び除去するためのパイプラインの入口及び出口（１１）が配置され、原子炉容器（１０）内の接続パイプを通過する。
複合保護システム（７）は、原子炉の蓋（２４）の下に配置される。複合保護システム（７）は、金属及び断熱材料から構成され、ＣＰＳ駆動装置（１４）、ＭＣＰ駆動装置（１５）、ＮＳ駆動装置（１６）、及び原子炉蓋（２４）の締結要素を、熱及び放射性放射線から保護することを目的とする。
ＣＰＳ ＯＥ（３）は、炉心（１）内に配置される。各操作要素は、高度に濃縮された炭化ホウ素に基づく吸収体を含む。
上部反射板（１８）及びＩＭＳ板（６）の中央には、中性子源（５）を配置するための配管が設置されている。
制御手段は、中性子束のための一次測定トランスデューサ、エネルギ分配、炉心入口及び出口、並びに原子炉要素における燃料組成物温度、原子炉内の燃料組成物の圧力及び水準の制御を含む。
原子炉の運転中に炉心（１）内において放出される実質的に全ての熱は、一次／二次回路の「塩－塩」熱交換器（４）内の二次回路の溶融塩冷却材によって除去される。
原子炉は、以下のように操作される。
一次／二次回路の熱交換器（４）からの～６５０℃の温度を有する燃料組成物は、管を介して炉心（１）の下方に位置するマニホルド（９）に入る。次いで、燃料組成物は有孔チューブシート（２１）を通過し、炉心（１）に入る。炉心（１）を底部から上に通過しながら、燃料組成物は～７００℃の温度まで加熱される。炉心（１）を通過した後、燃料組成物は、上部反射体（１８）によっていくつかの流れ－熱交換ループに分割され、側部反射体（２）の開口部を通ってＭＣＰ収集チャンバ（８）に入る。次いで、燃料組成物は、ＭＣＰ圧力チャンバ（２３）に入り、その圧力を受けて熱交換器（４）の入口に入り、それを通過した後、６５０℃に冷却され、二次回路（図示せず）の溶融塩冷却材に熱が伝達される。
〔産業上の利用可能性〕
したがって、提案された原子炉の構成は、放射と熱との保護、制御及び保護システムのアセンブリを有し、駆動部、及び操作要素、中性子源、部分的な側部反射体を含み、一次／二次回路の熱交換器が、炉心のシェルに対して同一平面上に位置する側部反射体のセクション間に配置され、以下のことを可能にする：
１．炉心外での燃料循環時間の短縮に寄与する遅延中性子の実効分率の低減；
２．遅延中性子の実効分率の損失を減らすことによる原子炉の柔軟性の改善；
３．ＦＬｉＮａＫ担体塩の選択及び炉心における高速中性子スペクトルの実装により、使用済み核燃料からの大量のマイナーアクチニドの燃焼をもたらす。
したがって、提案された原子炉の構成は、放射と熱との保護、制御及び保護システムのアセンブリを有し、駆動部、及び操作要素、中性子源、部分的な側部反射体を含み、一次／二次回路の熱交換器が、炉心のシェルに対して同一平面上に位置する側部反射体のセクション間に配置され、以下のことを可能にする：
１．炉心外での燃料循環時間の短縮に寄与する遅延中性子の実効分率の低減；
２．遅延中性子の実効分率の損失を減らすことによる原子炉の柔軟性の改善；
３．ＦＬｉＮａＫ担体塩の選択及び炉心における高速中性子スペクトルの実装により、使用済み核燃料からの大量のマイナーアクチニドの燃焼をもたらす。
Claims (3)
- 循環する燃料組成物を有する一体型溶融塩高速炉であって、
二次回路のパイプラインの入口及び出口と、溶融塩冷却材を初期充填及び補充するための接続パイプとを有する容器と、
一次／二次回路の複数の熱交換器と、
側部反射体、上部反射体、及び下部反射体と、
シェルを有する炉心と、
主循環ポンプとを備え、
前記側部反射体は、前記一次／二次回路の複数の熱交換器が設置された間における複数のセクションで構成されることで、前記炉心の前記シェルに対して同一平面上に位置することを特徴とする一体型溶融塩高速炉。 - 前記下部反射体は、
前記一次／二次回路の複数の熱交換器を設置するための側部切欠きと、
前記炉心内の燃料組成物の使用量の分布プロファイルを整列させるための開口部がその上に設けられた管板とを有し、
前記炉心の前記上部反射体には、制御及び防護システムの操作要素、並びに中性子源をその中に設置するための開口部が設けられ、
前記側部反射体の上部には、前記炉心と、前記主循環ポンプの収集チャンバとを接続するように管が取り付けられた開口部が形成されていることを特徴とする請求項１に記載の溶融塩高速炉。 - 前記一次／二次回路の複数の熱交換器が、それらの上部において、前記主循環ポンプの加圧チャンバに接続され、その下部において、それらが炉心のマニホルドに接続され、前記一次／二次回路のそれぞれの熱交換器の上部において、溶融塩冷却材を供給及び除去するための二次回路のパイプラインの入口及び出口があることを特徴とする請求項１に記載の溶融塩高速炉。
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2020109954A RU2733900C1 (ru) | 2020-03-06 | 2020-03-06 | Быстрый жидко-солевой реактор |
| RU2020109954 | 2020-03-06 | ||
| PCT/RU2020/000495 WO2021177849A1 (ru) | 2020-03-06 | 2020-09-28 | Быстрый жидко-солевой реактор |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2023517207A JP2023517207A (ja) | 2023-04-24 |
| JP7416544B2 true JP7416544B2 (ja) | 2024-01-17 |
Family
ID=72927128
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2022553676A Active JP7416544B2 (ja) | 2020-03-06 | 2020-09-28 | 溶融塩高速炉 |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US20230114117A1 (ja) |
| JP (1) | JP7416544B2 (ja) |
| KR (1) | KR20220152551A (ja) |
| CN (1) | CN115461824A (ja) |
| RU (1) | RU2733900C1 (ja) |
| WO (1) | WO2021177849A1 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN113488205B (zh) * | 2021-07-27 | 2023-08-15 | 西南科技大学 | 一种具有展平堆芯轴向功率功能的非均匀管式ma嬗变棒 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2019516972A (ja) | 2016-05-02 | 2019-06-20 | テラパワー， エルエルシー | 改良された溶融燃料型反応炉の熱管理の構成 |
Family Cites Families (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2088981C1 (ru) * | 1996-02-01 | 1997-08-27 | Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт | Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем |
| RU2173484C1 (ru) * | 2000-02-14 | 2001-09-10 | Государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники" | Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем |
| RU2253912C1 (ru) * | 2004-03-23 | 2005-06-10 | Ломидзе Валерий Лаврентьевич | Гомогенный быстрый реактор-хранилище |
| WO2012108238A1 (ja) * | 2011-02-10 | 2012-08-16 | 国立大学法人東京工業大学 | 原子炉および発電設備 |
| US9589680B2 (en) * | 2013-01-18 | 2017-03-07 | Korea Atomic Energy Research Institute | Nuclear fuel rod for fast reactors including metallic fuel slug coated with protective coating layer and fabrication method thereof |
| KR20180019134A (ko) * | 2018-02-05 | 2018-02-23 | 이우성 | 해양원전용 핵폐기물처리 이중구조 고속증식로 원자로설비 |
-
2020
- 2020-03-06 RU RU2020109954A patent/RU2733900C1/ru active
- 2020-09-28 US US17/905,647 patent/US20230114117A1/en active Pending
- 2020-09-28 WO PCT/RU2020/000495 patent/WO2021177849A1/ru active Application Filing
- 2020-09-28 KR KR1020227034648A patent/KR20220152551A/ko unknown
- 2020-09-28 CN CN202080098131.1A patent/CN115461824A/zh active Pending
- 2020-09-28 JP JP2022553676A patent/JP7416544B2/ja active Active
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2019516972A (ja) | 2016-05-02 | 2019-06-20 | テラパワー， エルエルシー | 改良された溶融燃料型反応炉の熱管理の構成 |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Manuele Aufiero et al.，Development of an OpenFOAM model for the Molten Salt Fast Reactor transient analysis，Chemical Engineering Science，2014年05月24日，vol. 111，p.390-410 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US20230114117A1 (en) | 2023-04-13 |
| CN115461824A (zh) | 2022-12-09 |
| JP2023517207A (ja) | 2023-04-24 |
| WO2021177849A1 (ru) | 2021-09-10 |
| KR20220152551A (ko) | 2022-11-16 |
| RU2733900C1 (ru) | 2020-10-08 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2424587C1 (ru) | Жидкосолевой ядерный реактор (варианты) | |
| KR102515866B1 (ko) | 개선된 용융 연료 원자로 열 관리 구성 | |
| US11145424B2 (en) | Direct heat exchanger for molten chloride fast reactor | |
| KR101745881B1 (ko) | 핵증기공급 시스템을 위한 증기발생기 | |
| KR101366218B1 (ko) | 원자로 및 원자로의 반응로 코어 냉각 방법 | |
| US3182002A (en) | Liquid cooled nuclear reactor with improved heat exchange arrangement | |
| KR101630428B1 (ko) | 핵증기 공급계통 | |
| Zheng et al. | Water-ingress analysis for the 200áMWe pebble-bed modular high temperature gas-cooled reactor | |
| US2938845A (en) | Superheating in a boiling water reactor | |
| KR20140075205A (ko) | 나선형 소듐대-소듐 열교환기를 이용하여 자연순환 냉각 성능을 강화한 소듐냉각 원자로의 완전 피동형 잔열제거 시스템 | |
| JPS6364755B2 (ja) | ||
| JPH0216496A (ja) | 停止冷却系熱交換器付き隔離復水器 | |
| JP7416544B2 (ja) | 溶融塩高速炉 | |
| US3255089A (en) | Integral nuclear reactor-heat exchanger system | |
| JPH05196780A (ja) | 液体金属冷却原子炉の受動冷却系 | |
| CN211929059U (zh) | 一种压水堆非能动换热器 | |
| US5114667A (en) | High temperature reactor having an improved fluid coolant circulation system | |
| FR2106620B1 (ja) | ||
| US5392324A (en) | Device for and method of removing the residual power from a fast-neutron nuclear reactor at shutdown | |
| KR102555014B1 (ko) | 원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전을 제거하기 위한 원자력 발전소용 시스템 | |
| CN205016249U (zh) | 一体化反应堆 | |
| Todreas | Thermal-hydraulic challenges in fast reactor design | |
| GB796991A (en) | Improvements in or relating to nuclear reactors | |
| Filippov et al. | Prospects for the development of a direct-flow vessel reactor with superheated steam | |
| JPH0814634B2 (ja) | 分散型原子炉 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20221102 |
|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20231003 |
|
| A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20231208 |
|
| 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: 20231219 |
|
| A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20231229 |
|
| R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 7416544 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |