KR20190004751A - 개선된 용융 연료 원자로 열 관리 구성 - Google Patents

개선된 용융 연료 원자로 열 관리 구성 Download PDF

Info

Publication number
KR20190004751A
KR20190004751A KR1020187034812A KR20187034812A KR20190004751A KR 20190004751 A KR20190004751 A KR 20190004751A KR 1020187034812 A KR1020187034812 A KR 1020187034812A KR 20187034812 A KR20187034812 A KR 20187034812A KR 20190004751 A KR20190004751 A KR 20190004751A
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
heat exchanger
fuel salt
reactor core
reactor
containment vessel
Prior art date
Application number
KR1020187034812A
Other languages
English (en)
Other versions
KR102377348B1 (ko
Inventor
라이언 애보트
안셀모 티 쥬니어 시스네로스
다니엘 플라워스
찰스 그레고리 프리맨
마크 에이 하브스타드
크리스토퍼 제이 존스
브라이언 씨 켈러허
케빈 크래머
제프리 에프 라코우스키
존 디 맥허터
Original Assignee
테라파워, 엘엘씨
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 테라파워, 엘엘씨 filed Critical 테라파워, 엘엘씨
Priority to KR1020227008579A priority Critical patent/KR102515866B1/ko
Publication of KR20190004751A publication Critical patent/KR20190004751A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR102377348B1 publication Critical patent/KR102377348B1/ko

Links

Images

Classifications

    • 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
    • G21C1/14—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor
    • 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
    • G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
    • 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
    • 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
    • G21C1/32—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
    • G21C1/328—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 prime mover is also disposed in the vessel
    • 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
    • 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
    • G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • 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
    • G21C15/14—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from headers; from joints in ducts
    • 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
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
    • 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
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
    • G21C15/25—Promoting flow of the coolant for liquids using jet pumps
    • 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
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G21C15/26—Promoting flow of the coolant by convection, e.g. using chimneys, using divergent channels
    • 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
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/24—Fuel elements with fissile or breeder material in fluid form within a non-active casing
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/14—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by shape
    • 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

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)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Abstract

1 차 냉각제에 의한 원자로의 격납 용기의 능동 냉각을 가능하게 하는 용융 연료 염 원자로의 구성이 설명된다. 또한, 원자로 노심의 열 중심이 1 차 열 교환기의 출구 아래에 있도록 원자로 노심이 실질적으로 절두체 형상인 자연 순환하는 원자로 구성이 설명된다. 원자로로부터 중성자 플럭스에 의해 발생되는 손상을 줄이기 위해 용접된 구성 요소가 원자로 노심로부터 이격되어 있는 열 교환기 구성이 설명된다. 방사상 루프 원자로 구성도 또한 설명되어 있다.

Description

개선된 용융 연료 원자로 열 관리 구성
본 출원은 PCT 국제 특허 출원으로서 2017년 5월 1일자로 출원되고, 본원에 참고로 인용되는 2016년 5월 2일자로 출원된 미국 가출원 제62/330,726호의 우선권의 이익을 청구한다.
전력을 생산하기 위해 원자로에서 용융 연료를 이용하는 것은 고체 연료에 비해 상당한 이점을 제공한다. 예를 들어, 용융 연료 원자로는 고체 연료 원자로와 비교하여 일반적으로 더 높은 전력 밀도를 제공하며, 이와 동시에 고체 연료 제조 비용이 상대적으로 높기 때문에 연료 비용이 감소된다.
원자로에서의 사용에 적합한 용용 불화물 연료 염은 UF6 및 UF3와 같은 다른 불화물 염과 혼합된 우라늄 테트라플루오라이드(UF4)를 사용하여 개발되었다. 용융 불화물 염 원자로는 평균 온도 600 ℃ 내지 860 ℃에서 작동한다. 우라늄의 2 원, 3 원 및 4 원 염화물 연료 염뿐만 아니라 다른 핵분열성 요소도 발명의 명칭이 용융 핵 연료 염 및 관련된 시스템 및 방법인 공동 양도된 미국 특허 출원 제14/981,512호에 설명되어 있으며, 상기 출원은 본 명세서에 참조로 포함된다. PuCl3, UCl4, UCl3F, UCl3, UCl2F2 및 UClF3 중 하나 이상을 함유하는 염화물 연료 염 이외에, 상기 출원은 또한 37C1의 변형된 양을 갖는 연료 염, UBr3 또는 UBr4와 같은 브롬화물 연료 염, 염화토륨 (예를 들어, ThCl4 ) 연료 염, 및 용융 연료 원자로에서 연료 염을 사용하기 위한 방법 및 시스템에 대해 개시하고 있다. 염화물 염 원자로의 평균 작동 온도는 300 ℃와 600 ℃ 사이가 예상되지만, 예를 들어 > 1000 ℃와 같이 더 높을 수도 있다.
본 출원의 일부를 형성하는 다음의 도면은 설명된 기술을 예시하고, 임의의 방식으로 청구된 본 발명의 범위를 제한하도록 의도되지 않으며, 본 발명의 범위는 여기에 첨부된 청구범위에 기초할 것이다.
도 1은 용융 연료 원자로의 기본 구성 요소의 일부를 블록도로 도시한다.
도 2a 내지 도 2c는 연료 루프 주위에 연료 염을 순환시키기 위해 자연 순환만을 사용하는 원자로의 실시예의 다른 도면을 나타낸다.
도 3은 원자로 노심이 상단에서보다 바닥에서 더 큰 자연 순환하는 핵분열 원자로 노심에 대한 개선된 구성의 실시예를 도시한다.
도 4는 절두 원추형 원자로 노심 설계의 다른 실시예를 도시한다.
도 5는 자연 순환하는 원자로 노심에 적합한 십각형 피라미드(10-측면의 피라미드) 원자로 노심의 절두체를 도시한다.
도 6a 내지 도 6c는 격납 용기의 능동 냉각을 1 차 냉각제 루프로 통합시키는 원자로 설계의 실시예를 도시한다.
도 7은 능동 용기 냉각을 위한 방법의 실시예의 흐름도이다.
도 8은 쉘-측 연료 열 교환기 구성을 갖는 원자로의 일 실시예를 도시한다.
도 9는 도 8의 원자로의 대안적인 실시예를 도시한다.
도 10은 단일 튜브 시트가 원자로 노심 위에 위치되는 쉘-측 연료, U-튜브 열 교환기 구성을 갖는 원자로의 일 실시예를 도시한다.
도 11은 단일 튜브 시트가 원자로 내에 있지만 원자로 노심로부터 떨어진 위치에 측 방향으로 장착되는 쉘-측 연료, U-튜브 열 교환기 구성을 갖는 원자로의 일 실시예를 도시한다.
도 12a 및 도 12b는 방사상 루프 원자로로 지칭되는 대안적인 원자로 설계를 도시한다.
본 명세서는 용융 연료 원자로의 다양한 구성 및 구성 요소를 기술한다. 본 출원의 목적을 위해, PuCl3, UCl3 및/또는 UCl4와 같은 하나 이상의 연료 염과 NaCl 및/또는 MgCl2와 같은 하나 이상의 비-핵분열성 염의 혼합물과 같은 염화물 연료를 사용하는 용융 연료 원자로의 실시예에 대해 설명한다. 그러나, 현재 공지되어 있거나 또는 추후 개발되는 임의의 유형의 연료 염이 사용될 수 있고, 본 명세서에 기술된 기술은 사용된 연료의 유형에 관계없이 동등하게 적용될 수 있다는 것을 이해할 것이다. 예를 들어, 연료 염은 NaCl, MgCl2, CaCl2, BaCl2, KCl, SrCl2, VCl3, CrCl3, TiCl4, ZrCl4, ThCl4, AcCl3, NpCl4, AmCl3, LaCl3, CeCl3, PrCl3 및/또는 NdCl3와 같은 하나 이상의 비-핵분열성 염을 포함할 수 있지만, 이에 한정되지는 않는다. 원자로 내의 연료의 최소 및 최대 작동 온도는 원자로 전체에 걸쳐 액체상 내에서 염을 유지하기 위해 사용되는 연료 염에 따라 달라질 수 있다는 것을 유의해야 한다. 최소 온도는 300 내지 350 ℃까지 낮을 수 있으며, 최대 온도는 1400 ℃ 이상일 수 있다. 유사하게, 다르게 명시적으로 논의된 것을 제외하고는, 열 교환기는 일반적으로 튜브 세트를 갖고 양쪽 단부에 튜브 시트를 구비하는 단순한 싱글 패스, 쉘-앤드-튜브 열 교환기와 관련하여 본 개시에 제시될 것이다. 그러나, 일부 설계가 다른 것보다 더 적합할 수 있지만, 일반적으로 열 교환기의 임의의 설계가 사용될 수 있다는 것을 이해할 것이다. 예를 들어 쉘 및 튜브 열 교환기 외에도, 플레이트, 플레이트 및 쉘, 인쇄 회로 및 플레이트 핀 열 교환기가 적합할 수 있다.
도 1은 용융 연료 원자로의 기본 구성 요소의 일부를 블록도로 도시한다. 일반적으로, 용융 연료 원자로(100)는 작동 온도에서 액체인 핵분열성 연료 염(106)을 포함하는 원자로 노심(104)을 포함한다. 핵분열성 연료 염은 저 에너지 열 중성자 또는 고 에너지 중성자에 노출될 때 핵분열이 일어날 수 있는 임의의 핵종의 염을 포함한다. 또한, 본 개시의 목적을 위해, 핵분열성 재료는 임의의 핵분열성 재료, 임의의 핵연료 원료 재료 또는 핵분열성 재료 및 핵연료 원료 재료의 조합을 포함한다. 연료 염(106)은 노심(104)을 완전히 채울 수 있거나 또는 그렇지 않을 수도 있으며, 도시된 실시예는 노심(104) 내의 연료 염(106)의 레벨 위에 선택적인 헤드 스페이스(102)가 도시되어 있다. 원자로 노심(104)의 크기는 임계성의 진행 상태에서 연료를 달성하고 유지하기 위해 사용되는 특정 연료 염(106)의 특성 및 유형에 기초하여 선택될 수 있으며, 상기 임계성의 진행 상태 동안 연료 중 중성자의 지속적인 생산에 의해 생성된 열은 원자로 노심에 있을 때 용융 연료의 온도가 상승하게 한다. 임계성(Criticality)이라 함은 중성자의 손실률이 원자로 노심에서 중성자의 생산율과 같거나 또는 이보다 작은 상태를 말한다. 원자로(100)의 성능은 노심로 중성자를 다시 반사시키기 위해 노심(104) 주위에 하나 이상의 리플렉터(108A, 108B, 108C)를 제공함으로써 향상된다. 리플렉터는 흑연, 베릴륨, 강철, 텅스텐 카바이드와 같이 현재 알려져 있거나 또는 나중에 개발되는 중성자 반사 재료로 제조될 수 있다. 용융 연료 염(106)은 원자로 노심(104)과 노심(104) 외부에 위치된 하나 이상의 1 차 열 교환기(110) 사이에서 순환된다. 순환은 하나 이상의 펌프(112)를 사용하여 구동될 수 있다.
1 차 열 교환기(110)는 용융된 연료 염(106)으로부터, 1 차 냉각제 루프(115)를 통해 순환되는 1 차 냉각제(114)로 열을 전달한다. 일 실시예에서, 1 차 냉각제는 NaCl-MgCl2 또는 납과 같은 또 다른 염일 수 있다. Na, NaK, 초임계 CO2 및 납 비스무트 공융을 포함하는 다른 냉각제도 또한 가능하다. 일 실시예에서, 리플렉터(108)는 도 1에 도시된 바와 같이 각각의 1 차 열 교환기(110)와 원자로 노심(104) 사이에 있다. 예를 들어, 일 실시예에서, 2 미터(m)의 직경 및 3 m의 높이를 갖는 원통형 원자로 노심(104)은 실린더의 편평한 단부가 각각 상단 및 바닥에 있도록 수직으로 배향된다. 전체 원자로 노심(104)은 리플렉터(108) 내에 완전히 둘러싸여 있으며, 이 리플렉터들 사이에는 연료 염(106)이 원자로 노심(104) 내외로 유동하기 위한 채널이 제공된다.
도 1은 하나의 열 교환기(110)를 도시하고 있지만, 실시예에 따라 임의의 개수의 열 교환기(110)가 사용될 수 있으며, 열 교환기(110)는 노심(104)의 외부 둘레로 이격되어 있다. 예를 들어, 2, 4, 6, 8, 10, 12 및 16 개의 1 차 열 교환기를 갖는 실시예가 고려될 수 있다.
전술한 바와 같이, 열 교환기의 임의의 설계가 사용될 수 있지만, 일반적으로 열 교환기(110)는 쉘 및 튜브 열 교환기에 대해 설명될 것이다. 쉘 및 튜브 열 교환기 실시예에서, 연료 염은 제 1 냉각제로 채워진 쉘 내에 포함되는 튜브를 통해 유동할 수 있다. 연료 염은 연료 염이 1 차 냉각제와 혼합되는 것을 방지하기 위해 쉘의 하나 이상의 튜브 시트를 통해 튜브로 들어간다. 이를 튜브-측 연료 또는 쉘-측 냉각제 구성이라고 한다. 대안적으로, 연료 염은 쉘을 통해 유동할 수 있고, 1 차 냉각제는 튜브-측 냉각제 또는 쉘-측 연료 구성으로 지칭되는 튜브를 통해 유동할 수 있다.
열 교환기 구성 요소의 염 접촉 표면은 부식으로부터 보호하기 위해 피복될 수 있다. 다른 보호 옵션으로는 보호 코팅, 느슨한 피팅 라이너 또는 프레스-피트 라이너가 포함된다. 일 실시예에서, 튜브의 내부 표면 상의 피복은 베이스 열 교환기 튜브 재료와 함께 공동 압출되는 몰리브덴이다. 다른 연료 염 접촉 표면(튜브 시트의 외부 표면 및 쉘의 외부 표면)에 대해, 피복 재료는 몰리브덴 합금이다. 니켈 및 니켈 합금이 다른 가능한 피복 재료이다. 용접이 요구되는 곳에는 몰리브덴-레늄 합금을 사용할 수 있다. 1 차 냉각 염과 접촉하는 구성 요소는 미국 기술 공업 기술자 협회(American Society of Mechanical Engineers)의 압력 용기 코드를 충족하는 재료와 같은 합금 200 또는 임의의 다른 호환 가능한 금속으로 피복될 수 있다. 튜브 1 차 재료는 316 스텐레스 강 또는 임의의 다른 호환 가능한 금속일 수 있다. 예를 들어, 일 실시예에서, 합금 617이 쉘 및 튜브 시트 재료이다.
튜브-측 연료 실시예에서, 연료 염은 열 교환기(110)의 튜브를 통해 유동하고 연료 염 출구 채널로 배출된다. 열 교환기(110)의 쉘 내의 1 차 냉각제는 튜브를 통해 이동하는 연료 염으로부터 열을 제거하고, 가열된 냉각제는 그 후 발전 시스템(120)으로 전달된다.
도 1에 도시된 바와 같이, 1 차 열 교환기(110)로부터의 가열된 1 차 냉각제(114)는 소정의 형태의 동력, 예를 들어 열적, 전기적 또는 기계적 동력의 발생을 위한 발전 시스템(120)으로 전달된다. 원자로 노심(104), 1 차 열 교환기(110), 펌프(112), 용융 연료 순환 파이핑(체크 밸브, 차단 밸브, 플랜지, 드레인 탱크 등과 같은 도시되지 않은 다른 보조 구성 요소를 포함함) 및 작동 중에 용융 연료가 순환하거나 또는 접촉하는 임의의 다른 구성 요소는 연료 루프(116)로 지칭될 수 있다. 마찬가지로, 1 차 냉각제 루프(115)는 1 차 냉각제가 순환하는 그러한 구성 요소를 포함하며, 1 차 열 교환기(110), 1 차 냉각제 순환 파이핑(냉각제 펌프(113), 체크 밸브, 차단 밸브, 플랜지, 드레인 탱크 등과 같은 도시되지 않은 다른 보조 구성 요소를 포함함)을 포함한다.
용융 연료 원자로(100)는 연료 루프 구성 요소들 중 하나로부터 누출이 있는 경우 용융 연료 염(106)의 배출을 방지하기 위해 연료 루프(116)를 포함하는 적어도 하나의 격납 용기(118)를 더 포함한다. 1 차 냉각제 루프(115) 모두가 격납 용기(118) 내에 있는 것은 아니라는 점에 유의해야 한다.
일 실시예에서, 연료 염 유동은 연료 염이 연료 루프(116)를 통해 순환하도록 펌프(112)에 의해 구동된다. 도시된 실시예에서, 각 1 차 열 교환기(110)에 대해 하나의 펌프(112)가 있다. 사용되는 펌프가 더 적거나 또는 더 많을 수도 있다. 예를 들어, 대안적인 실시예에서, 복수의 더 작은 펌프들이 각각의 열 교환기(110)에 대해 사용될 수 있다. 일 실시예에서, 펌프(112)는 회전될 때 연료 루프 주변의 연료 염의 유동을 구동시키는 연료 루프(116) 내의 일부 위치에 임펠러를 포함할 수 있다. 임펠러는 임펠러를 격납 용기 외부에 위치될 수 있는 모터에 연결하는 회전 샤프트에 부착될 수 있다. 이 실시예의 예가 아래에서 논의되는 도 6a 내지 도 6c에서 발견될 수 있다. 다른 펌프 구성도 가능하다.
대체로 말해서, 본 개시는 도 1을 참조하여 설명된 원자로(100)의 성능을 개선하는 복수의 변경 및 구성 요소 구성을 설명한다.
절두 원추형 원자로 노심 구성
전형적인 연료 염에서, 고온 용융 염은 저온 염보다 밀도가 높지 않다. 예를 들어, 300 ℃의 온도 상승(예를 들어, 627 ℃ 내지 927 ℃)에 대한 하나의 연료 염(71 mol % UCl4-17 mol % UCl3-12 mol % NaCl )에서, 연료 염 밀도가 계산되어 3660으로부터 3010 kg/m3로 18 %만큼 감소하였다. 일 실시예에서, 원자로 노심 및 1 차 열 교환기는 연료 루프를 통한 연료 순환이 노심 내의 고온 염과 연료 루프(116) 내의 다른 곳의 저온 염 사이의 온도 차이에 의해 생성된 밀도 차이에 의해 구동될 수 있도록 구성되는 것이 바람직하다. 이러한 순환은 정상 상태 작동 동안 연료 염의 밀도 차이의 결과로서 순환 유동이 자연적으로 발생하기 때문에 자연 순환으로 언급될 수 있다.
도 2a 내지 도 2c는 연료 루프 주위에서 연료 염을 순환시키기 위해 자연 순환만을 이용하는 원자로의 실시예를 도시한다. 이러한 구성은 연료 염 펌프에 대한 필요성을 없앨 수 있으므로, 펌프가 도시되지 않는다. 이는 원자로(200)의 복잡성을 감소시키지만, 그러나 자연 순환에만 의존하는 것은 제거될 수 있는 열의 양을 제한할 수 있고, 따라서 원자로(200)의 전체 파워 출력을 제한할 수 있다.
도 2a는 상단에 상부 리플렉터(208A), 바닥에 하부 리플렉터(208B), 그리고 노심의 원주를 링잉하는 측 방향 또는 내부 리플렉터(208C)에 의해 획정되는 체적인 대략 원통형인 원자로 노심(204)을 포함하는 원자로(200)를 도시한다. 도 1에 도시된 바와 같이, 연료 염이 측 방향 리플렉터(208C) 주위로 유동할 수 있게 하기 위해, 원자로 노심(204)의 상단 및 바닥에 유동 경로가 제공된다. 이 자연 순환 실시예에서, 가열된 연료 염은 정상 상태 핵분열 동안 측 방향 리플렉터(208C) 상단을 통해 열 교환기(210)로 유동한다. 연료 염은 이 경우 열 교환기(들)(210)를 통해 하향으로 순환하고, 냉각된 연료 염은 바닥 리플렉터(208B)와 측 방향 리플렉터(208C) 사이의 하나 이상의 유동 경로를 통해 원자로 노심(204)으로 복귀된다. 도시된 실시예에서, 측 방향 리플렉터(208B)에는 냉각된 연료 염 유동 경로를 원자로 노심(204) 내로 다시 제약하는 열 교환기(210) 아래의 벌지 모양의 유동 가이드가 제공된다. 임의의 유형의 유동 가이드 형상이 사용될 수 있다.
도 2b는 연료 염의 유동 경로를 나타내는 도 2a의 원자로의 절반부의 단면도이다. 도시된 실시예에서, 모델링 목적을 위해, 원자로 노심(204)은 반경이 1 미터(m)이고 높이가 3 m이다. 고체의 상부 및 하부 바닥 리플렉터(208A, 208B)는 연료 염의 상부 및 하부 범위를 획정한다. 리플렉터들 사이의 공간은 유동 경로를 생성하고, 이는 채널 또는 덕트라고도 대안적으로 불리며, 내부 리플렉터 위의 원자로 노심로부터, 1 차 열 교환기를 통해, 내부 리플렉터 아래에서, 그리고 다시 원자로 노심의 바닥 내로 연료 염이 순환되는 것을 허용한다. 보다 균일한 유동을 얻고 연료 루프를 통한 연료 염의 유동을 균등하게 분배하고 연료 루프의 정체 영역을 감소시키기 위해 연료 루프의 연료 염 덕트에 하나 이상의 유동 유도 배플 또는 가이드 베인이 제공될 수 있다 .
노심에서 가열된 연료 염은 내부 리플렉터(208C) 주위에서, 열 교환기(210)를 통해, 그 후 내부 리플렉터(208C) 및 하부 리플렉터(208B)의 벌징(bulging) 형상에 의해 획정되는 복귀 채널을 통해 부력으로 상승하여 유동할 것이다. 일 실시예에서, 리플렉터는 납 충전된 용기일 수 있고, 가이드 구조(예를 들어, 베인(212))는 스테인리스 강의 열적 특성을 갖는 고체이다. 예시된 윤곽 및 가이드 구조는 열 교환기의 입구에서 양호한 유동을 촉진시키고 연료 루프 내의 재순환 셀의 발생 및 충격을 감소시키기 위해 제공된다.
도 2c는 대표적인 연료 염(71 몰 % UCl4-17 몰 % UCl3-12 몰 % NaCl)에 대한 대표적인 작동 조건 세트 하에서 도 2b에 도시된 실시예에 대한 온도 및 유동 모델링 결과를 도시한다. 모델링으로부터, 가장 높은 온도는 노심(204)의 중심의 상단에서 약 1150 ℃이고, 가장 낮은 온도는 열 교환기(210)의 출구에서 약 720 ℃인 것으로 밝혀졌다. 온도 결과는, 모델의 조건 하에서, 고 밀도의 차가운 연료 염이 원자로 노심(204)의 바닥으로 유동하여 이로써 더 가벼운 고온 연료 염을 열 교환기(210) 내로 변위시키는 자연 순환 셀이 생성되는 것을 나타낸다. 노심(204)의 중심에서 계속되는 핵분열은 냉각된 연료 염을 재가열하고, 핵분열이 중단될 때까지, 예를 들어 감속재의 도입 또는 연료 염의 분해에 의해 순환 셀을 구동시킨다.
대안적인 실시예에서, 원자로는 펌프 및 자연 순환 모두를 사용하여 정상적인 전력 발생 작동 중에 연료 루프를 통해 연료 염을 이동시킬 수 있다. 이러한 실시예에서, 자연 순환은 목표 유동 속도를 달성하는데 필요한 펌프의 크기를 줄이는데 여전히 유리하고, 또한 펌프 및 펌프에 대한 파워 손실의 경우에도 연료 루프를 통해 연료 염을 능동으로 펌핑하지 않고도 순환 및 이에 따라 냉각이 계속될 것이므로 여전히 유리하다.
자연 순환의 강도를 증가시키기 위한 일 방법은 고온 원자로 노심(204)을 1 차 열 교환기(210) 아래에 선택적으로 위치시키는 것이다. 이것은 가장 고밀도의 염, 예를 들어 원자로 노심의 "열 중심(thermal center)"에서 발견될 수 있는 최고 온도(이에 따라, 최소 밀도)의 염 위에서 물리적으로 연료 루프(116) 내의 위치에서 1 차 열 교환기에 의해 출력된 냉각된 염을 위치시킴으로써 순환에 대한 밀도 차이의 효과를 향상시킨다.
본 개시의 목적을 위해, "열 중심"은 원자로를 통한 유동이 없는 상태에서 원자로 노심에서 진행 중인 핵분열 반응에 의해 대부분의 열이 발생하는, 핵의 형상 및 크기를 기반으로 한, 원자로 노심 내의 해당 위치를 나타낸다. 이 지점은 원통형 원자로 노심의 중심에 수직 및 수평으로 위치하는 도 2b에서 식별된다. 미임계성(subcritical) 균질한 연료 염에서, 붕괴 열로 인한 열 중심의 위치는 원자로 노심(204)에 의해 획정된 연료 염 체적의 질량의 중심을 사용함으로써 근사화될 수 있다. 그러나, 이는 리플렉터(208) 및 다른 구성 요소의 구성 및 형상이 원자로 노심(204) 내의 핵분열 반응 및 이에 따라 열 중심의 위치에 약간의 영향을 미칠 것이므로 근사치에 불과하다.
가장 간단한 실시예(도시되지 않음)에서, 자연 순환을 사용하도록 설계된 원자로는 1 차 열 교환기를 완전하게 원자로 노심 위에 위치시킬 수 있다. 그러나, 수직으로 적층된 이러한 설계는 핵분열 동안 연료 염에 가스가 생성될 뿐만 아니라 잠재적으로 더 큰 격납 용기가 필요하기 때문에 복잡하다. 열 교환기로의 가스의 진화는 열 교환기의 증기 로크의 기회를 증가시키고, 일반적으로 열 교환기의 복잡성을 증가시키고 효율을 감소시킨다. 그러한 이유 때문에, 원자로 노심에서 염의 통상적인 작용 표면 레벨 또는 그 이하의 열 교환기를 갖는 원자로는 소정의 이점을 갖는다.
도 3은 원자로 노심이 상단에서보다 바닥에서 더 큰 자연 순환하는 핵분열 원자로 노심에 대한 개선된 구성의 실시예를 도시한다. 도시된 실시예에서, 원자로 노심(304)은 대략 절두 원추형 형상을 갖는다. 절두 원추형은 원뿔의 베이스에 대해 평행한 평면에 의해 팁이 잘린 원뿔을 말한다. 도 3은 도 2a 내지 도 2c와 유사한 원자로 노심(300)의 절반부의 단면도이다. 원자로 노심(304)은 상부 리플렉터(308A), 하부 리플렉터(308B) 및 원자로 노심을 1 차 열 교환기(310)로부터 분리시키는 내부 리플렉터(308C)로 둘러싸여 있다. 도 2b의 원자로에서와 같이, 헤드 스페이스가 없고, 전체 원자로, 즉 원자로 노심(304), 채널 및 1 차 열 교환기(310)는 연료 염으로 채워진다. 리플렉터(308A, 308B, 308C) 사이의 공간은 내부 리플렉터(308C) 위의 원자로 노심(304)으로부터, 1 차 열 교환기(310)를 통해, 내부 리플렉터(308C) 아래로, 그리고 다시 원자로 노심(304)의 바닥으로 연료 염의 순환을 허용하는 채널을 생성한다. 절두 원추형 형상은 질량의 중심, 및 이에 따라 연료 염의 열 중심(324)을 원자로 노심(304)에서 더 낮게 이동시키는 효과를 가지며, 열 중심이 원자로 노심의 상단과 바닥 사이의 중간 점 아래에 있는 것을 필요로 한다. 원자로 노심에 대한 1 차 열 교환기의 고정된 위치가 주어지면, 원뿔 또는 피라미드의 절두체에서 발생하는 바와 같이, 원자로 노심의 바닥이 상단보다 더 큰 형상으로의 이러한 변화는 연료 루프에서 연료 염의 자연 순환을 개선할 것이다.
도 4는 절두 원추형 원자로 노심 설계의 다른 실시예를 도시한다. 도 4는 도 2a 내지 도 2c 및 도 3의 것과 유사한 원자로 노심(400)의 절반부의 단면도이다. 원자로 노심(404)은 수직으로 배향된 1 차 열 교환기(410)로부터 원자로 노심을 분리하는 상부 리플렉터(408A), 하부 리플렉터(408B) 및 내부 리플렉터(408C)로 둘러싸여 있다. 리플렉터(408A, 408B, 408C) 사이의 공간은 내부 리플렉터(408C) 위의 원자로 노심(404)으로부터, 1 차 열 교환기(410)를 통해, 내부 리플렉터(408C)의 아래로, 그리고 다시 원자로 노심(404)의 바닥으로 연료 염의 순환을 허용하는 채널을 생성한다. 다시 말하면, 절두 원추형 형상은 연료 염의 질량의 중심 및 열 중심(424)을 원자로 노심에서 낮게 이동시키는 효과를 갖는다.
도 2a 내지 도 2c, 도 3 및 도 4는 대략 동일한 스케일로 도시되고, 3 개의 비교는 각각의 열 중심의 대략적인 위치의 차이를 도시한다. 도 2b에서, 열 중심은 대략 1 차 열 교환기의 바닥까지 거의 수평인 원자로 노심의 중심에 있다. 도 3 및 도 4에서, 열 중심은 원자로 노심에서 상당히 낮게 위치되고, 명백히 1 차 열 교환기의 바닥 아래에 위치한다. 열 교환기의 바닥이라 함은 열 교환기의 출구인 시스템에서의 가장 차가운 용융 염이 존재하는 위치를 의미한다. 예를 들어, 쉘-앤드-튜브 열 교환기에서, 열 교환기의 바닥은 하부 튜브 시트에 있게 된다.
도 3 및 도 4에 도시된 바와 같이 상단에서보다 바닥에서 더 큰 원자로 노심을 사용함으로써, 열 교환기의 상단이 원자로 노심 내의 연료 염 레벨과 동등하거나 또는 그보다 낮은 임의의 주어진 열 교환기 구성에 대해, 순환 루프에서 가장 차가운 연료 염의 위치에 대한 열 중심의 위치가 변경될 수 있다. 이것은 또한 자연 순환의 양을 제어할 수 있게 한다. 일 실시예에서, 원자로에서의 자연 순환의 강도를 결정하는 하나의 성능 인자는 원자로 노심의 상단과 바닥 사이의 수직 거리(A), 즉 원자로 노심에서의 염의 깊이(도 3 및 도 4에서 거리(A)로 표시됨) 및 원자로 노심의 열 중심의 열 교환기의 바닥 아래의 거리(도 3 및 도 4에서 거리(B)로 표시됨)의 비이다. 일 실시예에서, B/A의 비는 양의 값인데, 즉 열 중심은 열 교환기의 바닥보다 낮다. B/A 비가 클수록, 자연 순환 셀이 더 강해질 것이다. 일 실시예에서, B/A의 비는 0.01 내지 0.45이다. 또 다른 실시예에서, 상기 비는 0.1 내지 0.4이다.
원뿔의 절두체로서 형성된 원자로 노심은 상단보다 바닥에서 더 큰 원자로 노심 형상의 단순한 일 예일 뿐이고, 따라서 1 차 열 교환기를 통해 자연 순환을 향상시킨다. 특히, 원자로 노심의 형상이 본질적으로 상부, 하부 및 내부 리플렉터에 의해 획정되기 때문에, 다른 형상도 가능하다. 예를 들어, 절두체는 정확히 원추형일 필요는 없고, 임의의 개수의 평면 또는 만곡면을 갖는 피라이드의 절두체일 수 있는데, 예를 들어, 3-면 피라미드, 4-면(또는 정사각형) 피라미드, 5-면(또는 오각형) 피라미드, 6-면(또는 육각형) 피라미드 등 각각 팁이 잘려있는 피라미드의 임의의 개수의 면까지 가능하다.
예를 들어, 도 5는 자연 순환하는 원자로 노심에 적합한 형상인 십각형 피라미드(10-면 피라미드)의 절두체를 도시한다. 또한, 형상은 축 방향으로 대칭일 필요는 없다. 즉, 원자로 노심은 베이스, 상단, 평행한 수직한 측면의 일 세트 및 경사지는 평면의 대향하는 세트를 갖는 사다리꼴 프리즘으로서 형성될 수 있다. 또 다른 대안에서, 프리즘의 면의 일부는 평면이 아닌 만곡될 수 있다. 원자로 노심은 또한 일부 핵 시설에서 흔히 볼 수 있는 냉각 탑과 마찬가지로 쌍곡면 모양을 갖거나, 또는 불규칙한 모양을 가질 수 있다. 원자로 노심의 베이스의 면적이 상단의 면적보다 크거나 또는 연료 염의 질량의 대부분이 원자로 노심의 상단과 바닥 사이의 중간 지점 이하에 있어 열 중심이 원자로 노심에서의 연료 염의 레벨과 원자로 노심의 바닥 사이의 중간 지점보다 낮다면 임의의 이러한 절두체 형상은 적합하다. 원자로 노심 내의 연료 염의 레벨 또는 그 이하의 입구 및 열 중심 위의 출구를 갖는 열 교환기와 조합하여, 절두체 형상의 원자로 노심은 동일한 높이의 원통형 노심보다 전력 발생 작동 중에 연료 염의 자연 순환을 상당히 개선시킨다.
통합된 능동 용기 냉각
도 6a 내지 도 6c는 격납 용기의 능동 냉각을 1 차 냉각제 루프로 통합시키는 원자로 설계의 실시예를 도시한다. 도 6a는 상이한 내부 구성 요소를 도시하기 위해 부분적으로 절개된 용융 염 원자로(600)의 8 개 교환기 구성의 사시도를 도시한다. 도 6b는 원자로의 중심과 2 개의 대향하는 열 교환기를 통한 단면도이다. 도 6c는 열 교환기 설계 및 1 차 냉각제의 라우팅에 대해 보다 상세히 도시하는 단면 사시도이다. 도 6b 및 도 6c에서, 브래킷은 냉각제 또는 연료 염 유동으로 인해 능동 냉각이 수행되는 격납 용기(618)의 섹션을 나타내기 위해 제공된다.
도시된 실시예에서, 원자로 노심(604) 및 열 교환기(610)는 격납 용기(618) 내에 있다. 1 차 격납 용기(618)는 상단 개방 용기를 생성하는 라이너 또는 라이너 세트에 의해 획정된다. 냉각된 1 차 냉각제는 상단으로부터 용기(618)에 진입하고 이로부터 배출되며, 이는 격납 용기가 일체가 되어 관통부가 없도록 허용한다. 1 차 냉각제 루프는 원자로(600)에 통합되어 유입되는 1 차 냉각제가 먼저 격납 용기(618)의 적어도 일부를 냉각시킨다. 도시된 실시예에서, 1 차 냉각제 입구 채널(630)에서 일정 거리 동안 격납 용기(618)의 내부 표면 옆으로 라우팅된 후, 냉각제는 이 경우 1 차 열 교환기(610)의 바닥 내로 라우팅된다. 냉각제는 1 차 열 교환기(610)의 상단에서 배출된 다음, 격납 용기(618) 및 발전 시스템(도시 생략) 외부로 라우팅된다.
도시된 실시예에서, 연료 염은 열 교환기(610) 위에 위치된 연료 루프 8 개의 개별 임펠러(612A)를 통해 구동된다. 각각의 임펠러(612A)는 회전 샤프트(612B)에 의해 원자로(600) 위에 위치되는 모터(도시되지 않음)에 연결된다. 연료 루프를 통한 염의 유동은 점선(606)으로 도시되고, 1 차 냉각제의 유동은 점선(614)에 의해 도시된다.
도시된 설계의 다른 양태는 열 교환기(610)에서 배출되는 냉각된 연료 염이 원자로 노심(604)에 들어가기 전에 격납 용기의 일부를 따라 라우팅된다는 것이다. 이는 격납 용기에 대한 추가적인 능동 냉각을 통합한다. 실시예가 설명하는 바와 같이, 격납 용기는 임의의 지점에서 원자로 노심에 바로 인접하지는 않는다. 사실상, 도 6a 내지 도 6c의 격납 용기(618)는 단지 3개의 구성 요소에만 바로 인접한다: 냉각된 1 차 냉각제를 위한 입구 채널(630), 냉각된 염을 원자로 노심(604)으로 복귀시키는 냉각된 연료 염 채널(632), 및 하부 리플렉터(608B). 또한, 하부 리플렉터(608B) 자체는 원자로 노심(604)으로 들어가는 냉각된 연료 염의 유동에 의해 냉각되고, 이는 그 후 하부 리플렉터에 인접한 격납 용기(618)의 부분을 간접적으로 냉각시킨다. 따라서, 격납 용기(618)는 냉각된 1 차 냉각제 또는 냉각된 연료 염과의 접촉에 의해 능동으로 냉각된 구성 요소에만 인접한다.
작동 시, 1 차 냉각제 루프는 용융 연료 염으로부터 열을 제거하는 역할을 할 뿐만 아니라, 격납 용기의 열을 직접적으로 제거하고 격납 용기의 온도를 유지한다. 도시된 시스템은 연료 염 및 1 차 냉각제의 유동의 독립적인 제어를 통해 연료 온도 및 격납 용기 온도 모두를 모두 독립적으로 제어할 수 있다는 것을 유의해야 한다. 2 개의 유동을 조절함으로써, 작동자는 노심 온도와 격납 용기 온도를 독립적인 레벨에서 선택적으로 유지할 수 있다. 또한, 유동을 라우팅하고 다양한 위치에서 절연을 제공함으로써, 상이한 구성 요소들 간의 열 전달 특성은 필요에 따라 더 많은 또는 더 적은 냉각을 제공하도록 조정될 수 있다.
도 7은 능동 용기 냉각 방법의 실시예의 흐름도이다. 도시된 실시예에서, 통합된 능동 냉각은 1 차 냉각제 루프를 통해 용융 염 및 격납 용기의 적어도 일부로부터 직접 열을 제거함으로써 용융 연료 염 원자로 내의 격납 용기를 능동 냉각하기 위한 방법(700)으로 고려될 수 있다. 제 1 직접 격납 용기 냉각 작동(702)에서, 냉각제가 연료 염기 열 교환기로 적절하게 들어가기 전에, 격납 용기의 적어도 제 1 부분이 제 1 냉각제에 의해 냉각된다. 이것은 냉각된 1 차 냉각제를 1 차 열 교환기로 라우팅하기 전에 격납 용기의 적어도 일부의 내부 표면에 인접하게 냉각된 1 차 냉각제를 라우팅함으로써 달성된다. 이것은 격납 용기의 그 부분을 능동으로 냉각시키는 역할을 한다. 일 실시예에서, 냉각제 입구 채널 및 이 부분에서의 격납 용기에 대한 열 접촉은 냉각제와 용기 사이의 열 전달을 향상시키도록 설계될 수 있다.
제 1 직접 격납 용기 냉각 작동(702)은 또한 1 차 냉각제를 원자로 헤드를 통해 라우팅시킴으로써 원자로 헤드를 냉각시키는 단계를 포함할 수 있다. 일 실시예에서, 이러한 라우팅은 원자로의 상부 리플렉터를 특별히 냉각시키는데 사용될 수 있다. 이는 열 교환기로 유동하는 동일한 냉각제, 이 경우 메인 냉각제 스트림과 결합된 냉각제의 측면 스트림을 사용하여 또는 완전히 별도의 냉각제 스트림을 사용하여 수행될 수 있다.
도시된 실시예에서, 제 2 직접 격납 용기 냉각 작동(704)에서, 격납 용기의 적어도 제 2 부분은 냉각된 연료 염이 원자로 노심에 들어가기 전에 1 차 열 교환기에서 배출되는 냉각된 연료 염에 의해 냉각된다. 이것은 냉각된 연료 염을 도 6a 내지 도 6c에 도시된 바와 같이 격납 용기의 제 2 부분의 내부 표면에 인접하게 라우팅함으로써 달성될 수 있다. 냉각제 입구 채널과 유사하게, 냉각된 연료 염 채널 및 이 부분에서의 격납 용기에 대한 열 접촉은 냉각된 연료 염과 용기 사이의 열 전달을 향상시키도록 설계될 수 있다.
또한, 제 3 간접 냉각 작동(706)이 수행될 수 있다. 제 3 작동에서, 냉각된 연료 염은 격납 용기의 일부 제 3 부분과 접촉하는 중성자 리플렉터의 표면에 인접하게 라우팅될 수 있으며, 이에 의해 중성자 리플렉터를 냉각시키고, 간접적으로, 중성자 리플렉터와 접촉하는 격납 용기의 제 3 부분을 냉각시킨다. 이 작동(706)에서, 실시예에 따라, 리플렉터는 도 6a 내지 도 6c에 도시된 바와 같이 리플렉터(608B)와 같은 하부 리플렉터일 수 있거나, 또는 격납 용기의 일부에 인접하는 측 방향 리플렉터일 수 있다.
1 차 열 교환기의 쉘-측 연료 구성
상기에서 상세하게 기술된 경우, 1 차 열 교환기는 튜브를 통해 유동하는 연료 염 및 쉘을 관통하고 튜브 주위로 유동하는 1 차 냉각제를 갖는 쉘 및 튜브 열 교환기의 관점에서 논의되었다. 전술한 바와 같이, 이는 대안적으로 "튜브-측 연료" 또는 "쉘-측 냉각제" 구성으로 지칭될 수 있다. 그러나, 원자로의 전반적인 작동의 향상은 쉘-측 연료 구성으로 이동함으로써 얻어질 수 있다.
장시간 동안 금속 성분이 다량의 방사선에 노출되는 환경에서, 용접되지 않은 재료보다 용접된 구성 요소의 열화를 예측하는 것이 더 어렵다는 것이 판명되었다. 용접은 약하고 잠재적으로 많은 양의 방사선 손상 및 시간이 지남에 따른 저하를 겪을 수 있다. 따라서 위험을 줄이고 특정 설계에 내재된 예측 가능성 레벨을 높이기 위해, 용접된 구성 요소를 높은 중성자 플럭스 영역으로부터 가능한 한 멀리 이동시키거나 또는 용접된 구성 요소를 설계에서 모두 제거하는 것이 도움이 된다.
제거하기 어려운 하나의 용접된 구성 요소는 쉘 및 튜브 열 교환기 내의 튜브 시트이다. 튜브 시트의 용접이 연료 염과 1 차 냉각제의 혼합을 방지하기 때문에, 시간의 경과에 따른 용접 열화의 감소가 설계 인자이다.
원자로 설계의 개선은 열 교환기 설계를 쉘-측 연료 설계로 전환하고, 격납 용기 내에 남아있는 동안 대향하는 튜브 시트를 가능한 한 원자로 노심의 중심으로부터 멀리 이동시키는 것이다. 이것은 도 2a 내지 도 2c, 도 3, 도 4 및 도 6a 내지 도 6c의 설계와 비교하여 튜브 시트에 의해 수용된 상대적인 도우즈를 감소시킨다.
도 8은 쉘-측 연료 열 교환기 구성을 갖는 원자로의 일 실시예를 도시한다. 본 실시예에서, 원자로(800)의 절반부가 도 4a 내지 도 6에서와 같이 도시된다. 원자로 노심(804)은 상부 리플렉터(808A), 하부 리플렉터(808B) 및 원자로 노심을 1 차 열 교환기(810)로부터 분리시키는 내부 리플렉터(808C)로 둘러싸여 있다. 리플렉터(808A, 808B, 808C) 사이의 공간은 내부 리플렉터(808C) 위의 원자로 노심(804)으로부터, 1 차 열 교환기(810)의 쉘-측을 통해, 내부 리플렉터(808C) 아래로, 그리고 다시 원자로 노심(804)의 바닥으로 연료 염(점선(806)으로 도시됨)의 순환을 허용하는 채널을 생성한다. 배플(812)은 연료 염이 열 교환기의 튜브 주위의 순환 경로를 따르도록 강제하기 위해 쉘에 제공된다.
냉각제는 열 교환기(810)의 튜브-측을 통해 유동하지만, 그러나 열 교환기의 바닥으로 들어가기 전에, 먼저 측벽 및 격납 용기(818)의 바닥의 일부에 인접한 냉각제 입구 채널(830)의 길이를 따라 유동한다. 이에 따라, 도시된 원자로(800)는 도 7을 참조하여 위에서 설명한 능동 냉각 방법(700)의 실시예를 사용하고, 여기서 원자로 용기(818)의 일 부분은 냉각된 1 차 냉각제에 의해 직접 냉각되고 하부 리플렉터(808B)는 원자로 노심(804)으로 복귀되는 냉각된 연료 염에 의해 직접 냉각된다.
1 차 냉각제는 하부 튜브 시트(831)를 통해 유동함으로써 열 교환기(810)의 튜브로 유입되며, 하부 튜브 시트는 원자로 노심의 바닥과 수평으로 도시된다. 하부 튜브 시트(831)는 실시예에 따라 하부 리플렉터(808B)의 레벨에 또는 그 아래에 있을 수 있다. 냉각제는 도 8에서 원자로 노심(804) 및 격납 용기(818)보다 약간 위의 거리에 위치되는 상부 튜브 시트(832)에서의 열 교환기의 튜브에서 배출된다. 냉각제의 유동은 점선(814)에 의해 또한 도시된다.
도 8은 원자로 노심(804)에서 염의 레벨보다 높은 열 교환기의 쉘 내의 영역(834)을 도시한다. 이 영역은 관통 튜브를 제외하고는 중실형이거나, 또는 불활성 가스로 채워진 헤드 스페이스일 수 있다.
연료 염 순환, 1 차 냉각제 순환 또는 둘 모두를 돕기 위해 하나 이상의 펌프(도시되지 않음)가 제공될 수 있다. 예를 들어, 임펠러는 원자로 노심(804)의 상단에서 가열된 연료 염 입구 채널 또는 원자로 노심(804)의 바닥에서 냉각된 연료 출구 채널(아래에서 보다 상세히 설명됨) 중 하나 또는 둘 모두에 제공될 수 있다. 마찬가지로, 냉각제 입구 채널(830)에 임펠러가 제공되어 1 차 냉각제 유동의 제어를 돕는다.
도 9는 도 8의 원자로의 다른 실시예를 도시한다. 도시된 실시예에서, 참조 번호는 동일한 요소들에 대해 도 8의 참조 번호에 대응한다. 도 9는 용접된 튜브 시트가 연료 염으로부터의 중성자 플럭스에 노출되는 것을 더욱 감소시키는 튜브 시트(931, 932)에 대한 대안적인 구성을 나타낸다. 도시된 실시예에서, 튜브 세트의 튜브에서 열 교환기(910)의 양 단부에서 상부 및 하부 리플렉터(908A, 908B)를 적어도 부분적으로 관통한다. 또 다른 실시예에서, 튜브 시트는 연료 염이 쉘-측에서 튜브-측 냉각제로 누출되는 것을 방지하는 튜브 시트의 역할을 수행하는 리플렉터(908A, 908B)에 유리하게 제거된다.
또한, 도 9는 열 교환기(910)와 냉각제 입구 채널(930) 사이의 제 2 측 방향 리플렉터(908D)를 도시한다는 점에 유의해야 한다. 이것은 추가적인 반사를 제공할 수 있거나 또는 단순히 노심(904) 외부의 중성자 플럭스를 감소시키는 감속재 또는 다른 보호 장치일 수 있다.
1 차 열 교환기의 U-튜브 구성
원자로 설계의 또 다른 개선점은 열 교환기 설계를 쉘-측 연료 설계로 전환하고 U-튜브 열 교환기를 이용하는 것이다. 이 설계에서, U-튜브 교환기의 단일 튜브 시트는 원자로 노심 위에 그리고 격납 용기의 외부에 위치되고, 따라서 도 2a 내지 도 2c, 도 3, 도 4 및 도 6a 내지 도 6c의 설계와 비교하여 상대적으로 감소된 도우즈 환경에서 위치된다.
도 10은 단일 튜브 시트가 원자로 노심 위에 위치되는 쉘-측 연료, U-튜브 열 교환기 구성을 갖는 원자로의 일 실시예를 도시한다. 이 실시예에서, 도 8 및 도 9에서와 같이 원자로(1000)의 절반부가 도시되어 있다. 원자로 노심(1004)은 원자로 노심을 획정하고 이를 1 차 열 교환기(1010)로부터 분리시키는 상부 리플렉터(1008A), 하부 리플렉터(1008B), 및 내부 리플렉터(1008C)에 의해 둘러싸여 있다. 리플렉터(1008A, 1008B, 1008C) 사이의 공간은 내부 리플렉터(1008C) 위의 원자로 노심(1004)으로부터, 1 차 열 교환기(1010)의 쉘-측을 통해, 내부 리플렉터(1008C) 아래로, 그리고 다시 원자로 노심(1004)의 바닥으로 연료 염(점선(1006)으로 도시됨)의 순환을 허용하는 채널을 생성한다. 배플(1012)은 연료 염이 열 교환기의 튜브 주위의 순환 경로를 따르도록 강제하기 위해 쉘에 제공된다. 냉각제는 열 교환기(1010)의 U 자형 튜브를 통해 유동하기 때문에, 냉각제는 단일 튜브 시트(1032)를 통해 튜브에 들어가고 상단으로부터 튜브에서 배출된다. 상부 튜브 시트(1032)는 도 10에서 원자로 노심(1004) 및 격납 용기(1018) 위의 소정 정도 거리에 위치되고, 따라서 방사선에 대한 노출은 위에서 논의된 다른 설계들에 비해 감소된다. 냉각제의 유동은 점선(1014)에 의해 또한 도시된다.
도 10은 원자로 노심(1004)에서 염의 레벨보다 높은 열 교환기의 쉘 내의 영역(1034)을 도시한다. 다시, 이 영역은 관통하는 관을 제외하고는 중실형일 수 있거나, 또는 불활성 기체로 채워진 헤드 스페이스일 수도 있다. 중실형인 경우, 튜브 세트가 관통하는 리플렉터 재료로 채워질 수 있다.
다시, 연료 염 및/또는 냉각제 순환을 돕기 위해 하나 이상의 펌프 또는 적어도 이들의 임펠러(도시되지 않음)가 제공될 수 있다. 예를 들어, 임펠러는 원자로 노심(1004)의 상단에서 가열된 연료 염 입구 채널 또는 원자로 노심(1004)의 바닥에서 냉각된 연료 출구 채널 중 하나 또는 둘 모두에 제공될 수 있다.
또 다른 실시예에서, 튜브 시트(1032)와 같은 용접된 구성 요소는 중성자 흡수 재료의 시트로 중성자로부터 차폐될 수 있다. 중성자 흡수 재료는 원자로 노심(1004)을 향하는 측면 상의 튜브 시트에 인접하게 배치될 수 있다. 이러한 튜브 시트, 중성자 흡수 재료 조합은 상술된 임의의 실시예에서 사용될 수 있다. 중성자 흡수 재료는 코팅, 추가의 층, 또는 튜브 시트에 인접하거나 또는 튜브 시트로부터 이격된 독립적인 구조적 구성 요소일 수도 있다.
U-튜브 열 교환기 설계의 또 다른 실시예는 열 교환기를 90도 회전시켜, 냉각제가 격납 용기에 대해 측 방향으로 열 교환기로 들어가고 열 교환기로부터 배출된다.
도 11은 단일 튜브 시트가 원자로 내에 있지만 원자로 노심로부터 떨어진 위치에 측 방향으로 장착되는 쉘-측 연료, U-튜브 열 교환기 구성을 갖는 원자로의 일 실시예를 도시한다. 이 실시예에서, 원자로(1100)의 절반부가 도 4a 내지 도 6에서와 같이 도시되어 있다. 원자로 노심(1104)은 상부 리플렉터(1108A), 하부 리플렉터(1108B) 및 원자로 노심을 1 차 열 교환기(1110)로부터 분리시키는 내부 리플렉터(1108C)에 의해 둘러싸여 있다. 리플렉터(1108A, 1108B, 1108C) 사이의 공간은 내부 리플렉터(1108C) 위의 원자로 노심(1104)으로부터, 1 차 열 교환기(1110)의 쉘-측을 통해, 내부 리플렉터(1108C) 아래로, 그리고 다시 원자로 노심(1104)의 바닥으로 연료 염(점선(1106)으로 도시됨)의 순환을 허용하는 채널을 생성한다. 배플(1112)은 연료 염이 열 교환기의 튜브 주위의 순환 경로를 따르도록 강제하기 위해 쉘에 제공된다. 냉각제는 열 교환기(1110)의 U 자형 튜브를 통해 유동하여, 냉각제가 모두 튜브로 들어가고 원자로(1000)의 상단으로부터 튜브에서 배출된다. 도시된 실시예에서, 냉각제는 격납 용기(1118) 옆의 채널에서 원자로로 들어가고, 튜브 시트(1132)의 하부 부분을 통해 아래쪽으로 그리고 그 다음 측 방향으로 유동하여 열 교환기(1110) 내로 유동한다. 그 다음 냉각제는 튜브 시트(1132)의 상부 부분으로부터 그리고 격납 용기(1118)의 상단의 외부로 배출된다. 냉각제의 유동은 점선(1114)에 의해 도시된다. 튜브 시트(1132)는 전술한 설계에 비해 원자로 노심로부터 더 멀리 있기 때문에, 방사선에 대한 노출이 감소된다. 이 설계는 위에서 설명한 바와 같이 능동으로 냉각된 격납 용기의 또 다른 실시예이기도 하다는 점에 유의해야 한다.
또 다른 실시예에서, U-튜브는 도 11에 도시된 수직 배향된 U-튜브와는 반대로 수평으로 배향될 수 있다(도시되지 않음). 이러한 배향은 튜브 시트를 고 플럭스 환경으로부터 멀리 위치시키면서 열 전달 측면에서 이점을 제공할 수 있다.
일 실시예에서, 튜브 시트(1132)는 튜브 시트와 연료 염 사이에 제 2 내부 중성자 리플렉터(도시되지 않음)를 제공함으로써 중성자 손상으로부터 추가로 보호된다. 이 실시예에서, 튜브는 연료 염과 접촉하기 전에 제 2 내부 중성자 리플렉터를 관통한다. 이것은 연료 시트에 의해 배출된 중성자로부터 튜브 시트를 더 멀리 이격시키는 역할을 한다. 대안적인 실시예에서, 튜브 시트(1132)는 비교적 큰 중성자 흡수 단면을 갖는 일정 양의 재료로 제조된 중성자 감속재에 의해 연료 염으로부터 분리되는데, 예를 들면 강 합금 또는 Ag, In, Cd, Bo, Co, Hf, Sm, Eu, Gd, Tb, Dy, Ho, Er, Tm, Yb, Lu를 포함하는 다른 재료가 있다. 예를 들면, 고 붕소 강, Ag-In-Cd 합금, 탄화 붕소, 이붕화 티타늄, 이붕화 하프늄, 질산 가돌리늄 또는 현재 알려져 있거나 또는 이후에 개발되는 제어 로드 또는 중성자 흡수제로서 사용되는 임의의 다른 재료가 사용될 수 있다. 일 실시예에서, 리플렉터 또는 흡수제는 단순히 튜브 시트(1132)의 염 접촉 측면 상의 적절한 재료의 코팅일 수 있다.
방사상 루프 원자로
도 12a 및 도 12b는 방사상 루프 원자로로 지칭되는 대안적인 원자로 설계를 도시한다. 도 12a는 원자로(1200)의 평면도이고, 도 12b는 도 12a 상에 도시된 선(A-A)을 따른 단면도이다. 도시된 방사상 루프 원자로(1200)의 실시예에서, 원자로 노심(1204)은 상부 리플렉터(1208A), 하부 리플렉터(1208B) 및 튜브 형태의 측 방향 또는 내부 리플렉터(1208C)에 의해 획정된다. 리플렉터(1208)는 격납 용기(1218A)의 상단에 위치되는 8 개의 가열된 연료 염 출구 파이프(1209) 및 원자로 노심(1204)의 바닥의 레벨에서 격납 용기를 관통하는 8 개의 냉각된 연료 염 복귀 파이프(1211)에 의해 관통되는 노심 격납 용기(1218A) 내에 있다. 출구 파이프(1209), 열 교환기(1210) 및 복귀 파이프(1211)의 세트 각각은 열 교환기 레그로 지칭될 수 있다.
8 개의 1 차 열 교환기(1210)는 노심 격납 용기(1218A) 주위에 대각선 구성으로 도시되어 있지만, 실시예에 따라 더 많거나 또는 더 적은 1 차 열 교환기(1210)가 사용될 수 있다. 또한, 열 교환기 레그는 수직일 수도 있거나 또는 도시된 것보다 더 많이 또는 더 적게 대각선일 수도 있다는 것을 또한 알아야 한다.
도시된 실시예에서, 가열된 연료 염은 원자로 노심(1204)으로부터 출구 파이프(1209)를 통해 그리고 열 교환기(1210)를 통해 순환한다. 열 교환기는 연료 염을 냉각시키고, 이 연료 염은 그 후 복귀 파이프(1211)를 통해 원자로 노심(1204)의 바닥으로 복귀한다.
도시된 실시예에서, 원자로 노심(2204)은 형상이 원통형이지만, 작동 중에 연료 염의 자연 순환을 개선하기 위해 상기한 바와 같이 실질적으로 절두 원추형 형상의 원자로 노심 또는 실질적으로 절두체 형상의 원자로 노심로 변형될 수 있다. 여기에서 "실질적으로"라는 표현은 원자로 노심 형상이 바닥 및 상단에 대해 완벽하게 평평한 표면을 갖고 완벽하게 평평한 또는 원추형 측면을 갖는 완전한 절두체가 아닐 수도 있다는 것을 전달하기 위해 사용된다. 예를 들어, 도 3 및 도 4는 유동 유도 벌지 또는 다른 형상이 원자로 노심의 상단 및 바닥의 중앙에 그리고 측면에 제공되더라도, 실질적으로 절두체 형상의 원자로 노심을 도시한다.
일 실시예(도시되지 않음)에서, 하나 이상의 펌프(또는 적어도 이러한 펌프의 임펠러 구성 요소)가 복귀 및 출구 파이프(1211, 1209) 중 하나 또는 둘 모두에 제공된다. 또 다른 실시예(도시되지 않음)에서, 8 개의 열 교환기 레그 중 임의의 하나가 유지 보수의 용이함을 위해 독립적으로 원자로 노심(1204)으로부터 차단되어 연료 염 유동이 드레인되게 허용하는 드레인 탭뿐만 아니라, 복귀 및 출구 파이프(1211, 1209) 중 하나 또는 둘 모두에 차단 밸브가 제공될 수 있다. 일 실시예(도시되지 않음)에서, 하나 이상의 드레인 탱크가 드레인된 연료 염을 수용하기 위해 열 교환기의 레벨, 노심 격납 용기(1218A) 또는 열 교환기 레그 아래에 제공될 수 있다. 대안적인 실시예에서, 각각의 열 교환기 레그는 드레인될 때 열 교환기에서 연료 염을 소기시키는 입구 파이프 내에 펌프를 포함할 수 있으며; 드레인 탱크 대신에 연료 염을 원자로 노심(1204)으로 복귀시킨다. 이 레이아웃의 한 가지 이점은 루프 레그와 열 교환기의 각도를 조정하여 열 교환기의 바닥에 위치되는 연료 펌프 위치(펌프는 표시되지 않음)에 대한 추가로 융통성을 제공할 수 있다는 것이다. 또한, 이 실시예에서는 하부로부터의 열 교환기 또는 용기 관통부를 통과하는/그 옆의 펌프 샤프트가 필요하지 않다.
도 12d에 도시된 바와 같이, 2 차 격납 용기(1218B)는 전체 원자로 노심 조립체 주위에, 즉 원자로(1200)의 연료 루프 내의 모든 구성 요소 주위에 제공될 수 있다. 일 실시예에서, 2 차 격납 용기는 원자로에 포함된 연료 염의 적어도 전체를 유지하기에 충분한 체적을 갖는다. 크기는 안전 여유를 제공하기 위해 추가로 증가될 수 있고, 원자로 내의 냉각제의 체적 및 연료 염의 전체 체적 모두를 유지하기에 충분히 큰 크기로 설정될 수 있다. 격납 용기는 도시된 바와 같이 방사상 루프 원자로(1200)를 완전히 둘러싸거나, 원자로를 부분적으로 둘러싸거나, 또는 단순히 충분한 크기의 원자로(1200) 아래의 대형 용기일 수도 있다. 이 실시예에서, 1 차 냉각제는 2 차 격납 용기(1218B) 위로부터 1 차 열 교환기(1210)를 통해 순환된다.
방사상 루프 원자로(1200)는 1 차 열 교환기(1210)의 크기가 원자로 노심(1204)의 높이에 의해 제한되지 않도록 한다. 또한, 열 교환기가 노심 격납 용기(1218A)의 외부에 있기 때문에, 이들은 보다 용이하게 서비스되고 제어될 수 있을 뿐만 아니라, 원자로 노심로부터 더 멀리 떨어져 있고 따라서 방사선의 감소된 도우즈를 수용할 수 있다.
첨부된 청구항들에도 불구하고, 본 개시는 다음의 조항들에 의해 또한 정의된다:
1. 용융 염 원자로로서,
가열된 연료 염 출구, 냉각된 연료 염 입구 및 상기 냉각된 연료 염 입구 위의 열 중심을 갖고, 핵분열성 연료 염을 포함하는 실질적으로 절두체 형상의 원자로 노심; 및
상기 원자로 노심의 가열된 연료 염 출구 아래의 열 교환기 연료 염 입구에서 가열된 연료 염을 수용하고, 상기 연료 염으로부터 냉각제로 열을 전달하고, 냉각된 연료 염을 상기 원자로 노심의 냉각된 연료 염 입구에 유체 연결된 열 교환기 연료 염 출구에서 배출하는 적어도 하나의 열 교환기
를 포함하고,
상기 원자로 노심의 상기 열 중심은 상기 열 교환기 연료 염 출구 아래의 레벨에 있고,
상기 열 중심의 위치는 상기 원자로가 임계성의 상태에 있는 동안, 강제된 유동의 손실의 경우에 자연 순환을 발생시키는 것인, 용융 염 원자로.
2. 제 1 조항에 있어서,
상기 원자로 노심은 상기 원자로 노심 내의 상기 연료 염의 상단 레벨과 상기 원자로 노심 내의 상기 연료 염의 바닥 사이의 거리인 깊이를 가지며,
기 열 중심의 상기 원자로 노심의 상기 깊이에 대한 상기 열 중심의 상기 열 교환기 연료 염 출구 아래의 거리의 비가 0.1 내지 0.45인 것인, 용융 염 원자로.
3. 제 1 조항 또는 제 2 조항에 있어서,
상기 원자로 노심의 형상은 원뿔의 절두체, 피라미드의 절두체, 사다리꼴 프리즘 또는 쌍곡면으로부터 선택되는 것인, 용융 염 원자로.
4. 제 1 조항 또는 제 1 조항을 인용하는 임의의 조항에 있어서,
상기 원자로 노심 및 상기 적어도 하나의 열 교환기를 포함하는 격납 용기를 더 포함하는, 용융 염 원자로.
5. 제 1 조항 또는 제1 조항을 인용하는 임의의 조항에 있어서,
상기 열 교환기 연료 염 입구와 상기 원자로 노심의 가열된 연료 염 출구 사이의 채널에 위치되고, 연료 염의 유동을 상기 열 교환기 내로 구동시키도록 구성되고, 모터에 의해 구동되는 적어도 하나의 임펠러를 더 포함하는, 용융 염 원자로.
6. 제 1 조항 또는 제 1 조항을 인용하는 임의의 조항에 있어서,
상기 열 중심의 위치는 상기 원자로가 미임계성(subcriticality) 상태에 있는 동안, 강제된 유동의 손실의 경우에 자연 순환을 발생시키는 것인, 용융 염 원자로.
7. 제 1 조항 또는 제 1 조항을 인용하는 임의의 조항에 있어서,
상기 원자로 노심와 상기 적어도 하나의 열 교환기 사이에서 연료 염 유동을 유도하는 적어도 하나의 유동 유도 배플을 더 포함하는, 용융 염 원자로.
8. 제 1 조항 또는 제 1 조항을 인용하는 임의의 조항에 있어서,
상기 원자로 노심의 상단을 획정하는 상부 중성자 리플렉터;
상기 원자로 노심의 바닥을 획정하는 하부 중성자 리플렉터; 및
상기 적어도 하나의 열 교환기와 상기 원자로 노심 사이에 위치하고, 상기 원자로 노심의 측면들을 획정하는 적어도 하나의 내부 중성자 리플렉터
를 더 포함하는, 용융 염 원자로.
9. 제 8 조항에 있어서,
상기 원자로 노심의 가열된 연료 염 출구는 상기 상부 중성자 리플렉터와 적어도 하나의 내부 중성자 리플렉터 사이의 덕트인 것인, 용융 염 원자로.
10. 제 8 조항 또는 제 9 조항에 있어서,
상기 원자로 노심의 냉각된 연료 염 입구는 상기 하부 중성자 리플렉터와 적어도 하나의 내부 중성자 리플렉터 사이의 덕트인 것인, 용융 염 원자로.
11. 제 1 조항 또는 제 1 조항을 인용하는 임의의 조항에 있어서,
상기 적어도 하나의 열 교환기는, 상기 연료 염이 쉘 및 튜브 열 교환기의 튜브를 통해 유동하는 상기 쉘 및 튜브 열 교환기인 것인, 용융 염 원자로.
12. 제 1 조항 내지 제 10 조항에 있어서,
상기 적어도 하나의 열 교환기는, 상기 연료 염이 쉘 및 튜브 열 교환기의 쉘을 통해 유동하는 상기 쉘 및 튜브 열 교환기인 것인, 용융 염 원자로.
13. 제 4 조항 또는 제 4 조항을 인용하는 임의의 조항에 있어서,
유입되는 차가운 냉각제는 상기 냉각제가 상기 적어도 하나의 열 교환기 내로 유동되기 전에 상기 격납 용기의 제 1 부분을 냉각하는 것인, 용융 염 원자로.
14. 제 4 조항 또는 제 4 조항을 인용하는 임의의 조항에 있어서,
상기 열 교환기 연료 염 출구로부터 배출된 상기 냉각된 연료 염은, 상기 원자로 노심의 냉각된 연료 염 입구를 통해 상기 원자로 노심에 들어가기 전에 상기 격납 용기의 제 2 부분을 냉각하는 것인, 용융 염 원자로.
15. 용융 연료 염 원자로에서 격납 용기 및 연료 염을 능동 냉각하기 위한 냉각 방법으로서,
1 차 냉각제를 상기 격납 용기의 제 1 부분에 인접한 상기 격납 용기 내로 유동시켜, 상기 제 1 부분을 냉각하는 단계;
1 차 냉각제를 상기 격납 용기 내에서 상기 격납 용기로부터 이격된 열 교환기 내로 유동시키는 단계 - 상기 열 교환기는 냉각된 연료 염을 배출함 - ;
배출된 냉각된 연료 염을 상기 격납 용기의 제 2 부분에 인접한 채널을 통과하도록 라우팅하여, 상기 제 2 부분을 냉각하는 단계;
냉각된 연료 염을 중성자 리플렉터에 인접한 채널을 통과하도록 라우팅하여, 상기 중성자 리플렉터를 냉각하는 단계
를 포함하고,
상기 냉각된 중성자 리플렉터는 상기 중성자 리플렉터를 냉각함으로써 상기 제 3 부분을 간접적으로 냉각하도록, 상기 격납 용기의 제 3 부분에 인접한 것인, 냉각 방법.
16. 제 15 조항에 있어서,
상기 1 차 냉각제를 상기 격납 용기 내로 유동시키는 단계는
상기 냉각제를 상기 격납 용기의 상기 제 1 부분에 열적으로 연결된, 상기 격납 용기 내부의 냉각제 입구 덕트를 통해 유동시키는 단계를 더 포함하는, 냉각 방법.
17. 제 15 조항 또는 제 16 조항에 있어서,
상기 1 차 냉각제를 상기 격납 용기 내로 유동시키는 단계는
상기 냉각제를 상기 격납 용기 내부의 냉각제 입구 덕트를 통해 열 교환기의 냉각된 연료 염 출구에 인접한 열 교환기 냉각제 입구로 유동시키는 단계를 더 포함하는 것인, 냉각 방법.
18. 제 15 조항 또는 제 15 조항을 인용하는 임의의 조항에 있어서,
상기 1 차 냉각제를 상기 격납 용기 내로 유동시키는 단계는
상기 냉각제를 상기 격납 용기의 상기 제 1 부분에 열적으로 연결된 상기 격납 용기 내부의 냉각제 입구 덕트를 통해 유동시키는 단계를 더 포함하는 것인, 냉각 방법.
19. 제 15 조항 또는 제 15 조항을 인용하는 임의의 조항에 있어서,
상기 연료 염은 적어도 하나의 핵분열성 염과 적어도 하나의 비-핵분열성 염의 혼합물인 것인, 냉각 방법.
20. 제 15 조항 또는 제 15 조항을 인용하는 임의의 조항에 있어서,
상기 연료 염은 다음의 핵분열성 염들: UF6, UF4, UF3, ThCl4, UBr3, UBr4, PuCl3, UCl4, UCl3, UCl3F 및 UCl2F2 중 하나 이상을 포함하는 것인, 냉각 방법.
21. 제 15 조항 또는 제 15 조항을 인용하는 임의의 조항에 있어서,
상기 연료 염은 다음의 비-핵분열성 염들: NaCl, MgCl2, CaCl2, BaCl2, KCl, SrCl2, VCl3, CrCl3, TiCl4, ZrCl4, ThCl4, AcCl3, NpCl4, AmCl3, LaCl3, CeCl3, PrCl3 및/또는 NdCl3 중 하나 이상을 포함하는 것인, 냉각 방법.
22. 제 15 조항 또는 제 15 조항을 인용하는 임의의 조항에 있어서,
상기 연료 염은 UCl4, UCl3, 그리고 NaCl 및 MgCl2 중 어느 하나 또는 양자 모두의 혼합물인 것인, 냉각 방법.
23. 용융 연료 원자로로서,
원자로 노심의 상단을 획정하는 상부 중성자 리플렉터;
상기 원자로 노심의 바닥을 획정하는 하부 중성자 리플렉터;
상기 원자로 노심의 측면들을 획정하는 적어도 하나의 내부 중성자 리플렉터; 및
원자로 노심의 가열된 연료 염 출구 아래의 열 교환기의 연료 염 입구에서 가열된 연료 염을 수용하고, 상기 연료 염으로부터 냉각제로 열을 전달하고, 상기 냉각된 연료 염을 원자로 노심의 냉각된 연료 염 입구에 유체 연결된 열 교환기의 연료 염 출구에서 배출하는 적어도 하나의 열 교환기
를 포함하고,
상기 적어도 하나의 열 교환기는 상기 상부 중성자 리플렉터, 상기 하부 중성자 리플렉터, 상기 내부 중성자 리플렉터 또는 중성자 감속재 중 어느 하나에 의해 상기 연료 염으로부터 분리된 용접된 구성 요소를 포함하는 것인, 용융 연료 원자로.
24. 제 23 조항에 있어서,
상기 용접된 구성 요소는 튜브 시트인 것인, 용융 연료 원자로.
25. 제 24 조항에 있어서,
상기 용접된 구성 요소는 상기 냉각제를 상기 적어도 하나의 열 교환기에서 배출하는 튜브 시트이고, 상기 튜브 시트는 상기 상부 중성자 리플렉터에 의해 상기 연료 염으로부터 분리되는 것인, 용융 연료 원자로.
26. 제 24 조항에 있어서,
상기 용접된 구성 요소는 상기 냉각제를 상기 적어도 하나의 열 교환기로 들여보내는 튜브 시트이고, 상기 튜브 시트는 상기 하부 중성자 리플렉터에 의해 상기 연료 염으로부터 분리되는 것인, 용융 연료 원자로.
27. 제 24 조항에 있어서,
상기 용접된 구성 요소는 상기 냉각제를 상기 적어도 하나의 열 교환기로 들여보내고 상기 적어도 하나의 열 교환기에서 배출하는 튜브 시트인 것인, 용융 연료 원자로.
28. 제 27 조항에 있어서,
상기 냉각제를 상기 적어도 하나의 열 교환기로 들여보내고 상기 적어도 하나의 열 교환기에서 배출하는 상기 튜브 시트는 상기 원자로 노심 위에 위치되는 것인, 용융 연료 원자로.
29. 제 27 조항 또는 제 28 조항에 있어서,
상기 냉각제를 상기 적어도 하나의 열 교환기로 들여보내고 상기 적어도 하나의 열 교환기에서 배출하는 상기 튜브 시트는 상기 상부 중성자 리플렉터에 의해 상기 연료 염으로부터 분리되는 것인, 용융 연료 원자로.
30. 제 27 조항 또는 제 28 조항에 있어서,
상기 냉각제를 상기 적어도 하나의 열 교환기로 들여보내고 상기 적어도 하나의 열 교환기에서 배출하는 상기 튜브 시트는 중성자 흡수기에 의해 상기 연료 염으로부터 분리되는 것인, 용융 연료 원자로.
31. 방사상 루프 용융 염 원자로로서,
원자로 노심 격납 용기;
상기 원자로 노심 격납 용기 내에 원자로 노심 체적을 획정하는, 상기 원자로 노심 격납 용기 내의 하나 이상의 리플렉터; 및
상기 원자로 노심 체적으로부터 가열된 연료 염을 수용하도록 구성되는 원자로 출구 파이프, 상기 가열된 연료 염으로부터 1 차 냉각제로 열을 전달하여 냉각된 연료 염을 생성하는 열 교환기, 및 상기 냉각된 연료 염을 상기 원자로 노심 체적 내로 복귀시키도록 구성되는 원자로 입구 파이프를 갖고, 상기 원자로 노심 격납 용기의 외부에서 이격되어 있는 복수의 열 교환기 레그
를 포함하는, 방사상 루프 용융 염 원자로.
32. 제 31 조항에 있어서,
상기 원자로 노심 체적 내에 핵분열성 연료 염을 더 포함하는, 방사상 루프 용융 염 원자로.
33. 제 30 조항 또는 제 31 조항에 있어서,
상기 원자로 노심 격납 용기 및 상기 복수의 열 교환기 레그를 수용하는 2 차 격납 용기를 더 포함하고, 상기 2 차 격납 용기는 적어도 원자로 노심 격납 용기 및 상기 복수의 열 교환기 레그에 수용된 상기 연료 염 전부를 유지하기에 충분한 체적을 획정하는 것인, 방사상 루프 용융 염 원자로.
34. 제 30 조항 또는 제 30 조항을 인용하는 임의의 조항에 있어서,
상기 복수의 열 교환기 레그 중 적어도 하나의 열 교환기 레그를 통과하도록 연료 염 유동을 이동시키게 구성되는 상기 복수의 열 교환기 레그 중 적어도 하나의 열 교환기 레그 내의 적어도 하나의 임펠러를 더 포함하는 것인, 방사상 루프 용융 염 원자로.
35. 제 30 조항 또는 제 30 조항을 인용하는 임의의 조항에 있어서,
상기 열 교환기 레그를 통과하도록 연료 염 유동을 이동시키게 구성되는 상기 복수의 열 교환기 레그 각각 내의 임펠러를 더 포함하는 것인, 방사상 루프 용융 염 원자로.
36. 제 30 조항 또는 제 30 조항을 인용하는 임의의 조항에 있어서,
상기 열 교환기는 쉘 및 튜브 열 교환기인 것인, 방사상 루프 용융 염 원자로.
37. 제 36 조항에 있어서,
상기 1 차 냉각제는 상기 열 교환기의 쉘-측을 통해 순환하는 것인, 방사상 루프 용융 염 원자로.
38. 제 36 조항에 있어서,
상기 연료 염은 상기 열 교환기의 상기 쉘-측을 통해 순환하는 것인, 방사상 루프 용융 염 원자로.
39. 제 30 조항 또는 제 30 조항을 인용하는 임의의 조항에 있어서,
상기 연료 염은 다음의 핵분열성 염들: UF6, UF4, UF3, ThCl4, UBr3, UBr4, PuCl3, UCl4, UCl3, UCl3F 및 UCl2F2 중 하나 이상을 포함하는 것인, 방사상 루프 용융 염 원자로.
40. 제 30 조항 또는 제 30 조항을 인용하는 임의의 조항에 있어서,
상기 연료 염은 다음의 비-핵분열성 염들: NaCl, MgCl2, CaCl2, BaCl2, KCl, SrCl2, VCl3, CrCl3, TiCl4, ZrCl4, ThCl4, AcCl3, NpCl4, AmCl3, LaCl3, CeCl3, PrCl3 및/또는 NdCl3 중 하나 이상을 포함하는 것인, 방사상 루프 용융 염 원자로.
41. 제 30 조항 또는 제 30 조항을 인용하는 임의의 조항에 있어서,
상기 연료 염은 UCl4, UCl3, 그리고 NaCl 및 MgCl2 중 어느 하나 또는 양자 모두의 혼합물인 것인, 방사상 루프 용융 염 원자로.
본 명세서에 기술된 시스템 및 방법은 본 명세서에 언급된 목적 및 이점뿐만 아니라 본 명세서에 내재된 목적 및 이점도 달성하기에 적합하다는 것이 명백할 것이다. 당업자는 본 명세서 내의 방법 및 시스템이 많은 방식으로 구현될 수 있고 전술한 예시적인 실시예 및 예에 의해 제한되지 않는다는 것을 인식할 것이다. 이와 관련하여, 본 명세서에 설명된 상이한 실시예의 임의의 개수는 특징은 하나의 단일 실시예로 결합될 수 있으며, 본 명세서에 기술된 모든 특징보다 적은 또는 모든 특징보다 많은 것을 갖는 대안의 실시예가 가능하다.
본 개시의 목적을 위해 다양한 실시예가 설명되었지만, 본 개시에 의해 의도되는 범위 내에 있는 다양한 변경 및 수정이 이루어질 수 있다.
당해 분야의 숙련자에게 용이하게 제안될 것이며 본 발명의 사상에 포함되는 수많은 다른 변경이 이루어질 수 있다.

Claims (41)

  1. 용융 염 원자로로서,
    가열된 연료 염 출구, 냉각된 연료 염 입구 및 상기 냉각된 연료 염 입구 위의 열 중심을 갖고, 핵분열성 연료 염을 포함하는 실질적으로 절두체 형상의 원자로 노심;
    상기 원자로 노심의 가열된 연료 염 출구 아래의 열 교환기 연료 염 입구에서 가열된 연료 염을 수용하고, 상기 연료 염으로부터 냉각제로 열을 전달하고, 냉각된 연료 염을 상기 원자로 노심의 냉각된 연료 염 입구에 유체 연결된 열 교환기 연료 염 출구에서 배출하는 적어도 하나의 열 교환기
    를 포함하고,
    상기 원자로 노심의 상기 열 중심은 상기 열 교환기 연료 염 출구 아래의 레벨에 있고,
    상기 열 중심의 위치는 상기 원자로가 임계성의 상태에 있는 동안, 강제된 유동의 손실의 경우에 자연 순환을 발생시키는 것인, 용융 염 원자로.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 원자로 노심은 상기 원자로 노심 내의 상기 연료 염의 상단 레벨과 상기 원자로 노심 내의 상기 연료 염의 바닥 사이의 거리인 깊이를 가지며,
    상기 열 중심의 상기 원자로 노심의 상기 깊이에 대한 상기 열 중심의 상기 열 교환기 연료 염 출구 아래의 거리의 비가 0.1 내지 0.45인 것인, 용융 염 원자로.
  3. 제 1 항 또는 제 2 항에 있어서,
    상기 원자로 노심의 형상은 원뿔의 절두체, 피라미드의 절두체, 사다리꼴 프리즘 또는 쌍곡면으로부터 선택되는 것인, 용융 염 원자로.
  4. 제 1 항에 있어서,
    상기 원자로 노심 및 상기 적어도 하나의 열 교환기를 포함하는 격납 용기를 더 포함하는, 용융 염 원자로.
  5. 제 1 항에 있어서,
    상기 열 교환기 연료 염 입구와 상기 원자로 노심의 가열된 연료 염 출구 사이의 채널에 위치되고, 연료 염의 유동을 상기 열 교환기 내로 이동시키도록 구성되며, 모터에 의해 구동되는 적어도 하나의 임펠러를 더 포함하는, 용융 염 원자로.
  6. 제 1 항에 있어서,
    상기 열 중심의 위치는 상기 원자로가 미임계성(subcriticality) 상태에 있는 동안, 강제된 유동의 손실의 경우에 자연 순환을 발생시키는 것인, 용융 염 원자로.
  7. 제 1 항에 있어서,
    상기 원자로 노심와 상기 적어도 하나의 열 교환기 사이에서 연료 염 유동을 유도하는 적어도 하나의 유동 유도 배플을 더 포함하는, 용융 염 원자로.
  8. 제 1 항에 있어서,
    상기 원자로 노심의 상단을 획정하는 상부 중성자 리플렉터;
    상기 원자로 노심의 바닥을 획정하는 하부 중성자 리플렉터; 및
    상기 적어도 하나의 열 교환기와 상기 원자로 노심 사이에 위치하고, 상기 원자로 노심의 측면들을 획정하는 적어도 하나의 내부 중성자 리플렉터
    를 더 포함하는, 용융 염 원자로.
  9. 제 8 항에 있어서,
    상기 원자로 노심의 가열된 연료 염 출구는 상기 상부 중성자 리플렉터와 적어도 하나의 내부 중성자 리플렉터 사이의 덕트인 것인, 용융 염 원자로.
  10. 제 8 항 또는 제 9 항에 있어서,
    상기 원자로 노심의 냉각된 연료 염 입구는 상기 하부 중성자 리플렉터와 적어도 하나의 내부 중성자 리플렉터 사이의 덕트인 것인, 용융 염 원자로.
  11. 제 1 항에 있어서,
    상기 적어도 하나의 열 교환기는, 상기 연료 염이 쉘 및 튜브 열 교환기의 튜브를 통해 유동하는 상기 쉘 및 튜브 열 교환기인 것인, 용융 염 원자로.
  12. 제 1 항, 제 2 항, 제 3 항 내지 제 9 항 또는 제 11 항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 적어도 하나의 열 교환기는, 상기 연료 염이 쉘 및 튜브 열 교환기의 쉘을 통해 유동하는 상기 쉘 및 튜브 열 교환기인 것인, 용융 염 원자로.
  13. 제 4 항에 있어서,
    유입되는 차가운 냉각제는 상기 냉각제가 상기 적어도 하나의 열 교환기 내로 유동되기 전에 상기 격납 용기의 제 1 부분을 냉각하는 것인, 용융 염 원자로.
  14. 제 4 항에 있어서,
    상기 열 교환기 연료 염 출구로부터 배출된 상기 냉각된 연료 염은, 상기 원자로 노심의 냉각된 연료 염 입구를 통해 상기 원자로 노심에 들어가기 전에 상기 격납 용기의 제 2 부분을 냉각하는 것인, 용융 염 원자로.
  15. 용융 연료 염 원자로에서 격납 용기 및 연료 염을 능동 냉각하기 위한 냉각 방법으로서,
    1 차 냉각제를 상기 격납 용기의 제 1 부분에 인접한 상기 격납 용기 내로 유동시켜, 상기 제 1 부분을 냉각하는 단계;
    1 차 냉각제를 상기 격납 용기 내에서 상기 격납 용기로부터 이격된 열 교환기 내로 유동시키는 단계 - 상기 열 교환기는 냉각된 연료 염을 배출함 - ;
    배출된 냉각된 연료 염을 상기 격납 용기의 제 2 부분에 인접한 채널을 통과하도록 라우팅하여, 상기 제 2 부분을 냉각하는 단계; 및
    냉각된 연료 염을 중성자 리플렉터에 인접한 채널을 통과하도록 라우팅하여, 상기 중성자 리플렉터를 냉각하는 단계
    를 포함하고,
    상기 냉각된 중성자 리플렉터는 상기 중성자 리플렉터를 냉각함으로써 상기 제 3 부분을 간접적으로 냉각하도록, 상기 격납 용기의 제 3 부분에 인접한 것인, 냉각 방법.
  16. 제 15 항에 있어서,
    상기 1 차 냉각제를 상기 격납 용기 내로 유동시키는 단계는
    상기 냉각제를 상기 격납 용기의 상기 제 1 부분에 열적으로 연결된, 상기 격납 용기 내부의 냉각제 입구 덕트를 통해 유동시키는 단계를 더 포함하는 것인, 냉각 방법.
  17. 제 15 항 또는 제 16 항에 있어서,
    상기 1 차 냉각제를 상기 격납 용기 내로 유동시키는 단계는
    상기 냉각제를 상기 격납 용기 내부의 냉각제 입구 덕트를 통해 열 교환기의 냉각된 연료 염 출구에 인접한 열 교환기 냉각제 입구로 유동시키는 단계를 더 포함하는 것인, 냉각 방법.
  18. 제 15 항 또는 제 16 항에 있어서,
    상기 1 차 냉각제를 상기 격납 용기 내로 유동시키는 단계는
    상기 냉각제를 상기 격납 용기의 상기 제 1 부분에 열적으로 연결된 상기 격납 용기 내부의 냉각제 입구 덕트를 통해 유동시키는 단계를 더 포함하는 것인, 냉각 방법.
  19. 제 15 항 또는 제 16 항에 있어서,
    상기 연료 염은 적어도 하나의 핵분열성 염과 적어도 하나의 비-핵분열성 염의 혼합물인 것인, 냉각 방법.
  20. 제 15 항 또는 제 16 항에 있어서,
    상기 연료 염은 다음의 핵분열성 염들: UF6, UF4, UF3, ThCl4, UBr3, UBr4, PuCl3, UCl4, UCl3, UCl3F 및 UCl2F2 중 하나 이상을 포함하는 것인, 냉각 방법.
  21. 제 15 항 또는 제 16 항에 있어서,
    상기 연료 염은 다음의 비-핵분열성 염들: NaCl, MgCl2, CaCl2, BaCl2, KCl, SrCl2, VCl3, CrCl3, TiCl4, ZrCl4, ThCl4, AcCl3, NpCl4, AmCl3, LaCl3, CeCl3, PrCl3 및/또는 NdCl3 중 하나 이상을 포함하는 것인, 냉각 방법.
  22. 제 15 항 또는 제 16 항에 있어서,
    상기 연료 염은 UCl4, UCl3, 그리고 NaCl 및 MgCl2 중 어느 하나 또는 양자 모두의 혼합물인 것인, 냉각 방법.
  23. 용융 연료 원자로로서,
    원자로 노심의 상단을 획정하는 상부 중성자 리플렉터;
    상기 원자로 노심의 바닥을 획정하는 하부 중성자 리플렉터;
    상기 원자로 노심의 측면들을 획정하는 적어도 하나의 내부 중성자 리플렉터; 및
    원자로 노심의 가열된 연료 염 출구 아래의 열 교환기의 연료 염 입구에서 가열된 연료 염을 수용하고, 상기 연료 염으로부터 냉각제로 열을 전달하고, 상기 냉각된 연료 염을 원자로 노심의 냉각된 연료 염 입구에 유체 연결된 열 교환기의 연료 염 출구에서 배출하는 적어도 하나의 열 교환기
    를 포함하고,
    상기 적어도 하나의 열 교환기는 상기 상부 중성자 리플렉터, 상기 하부 중성자 리플렉터, 상기 내부 중성자 리플렉터 또는 중성자 감속재 중 어느 하나에 의해 상기 연료 염으로부터 분리된 용접된 구성 요소를 포함하는 것인, 용융 연료 원자로.
  24. 제 23 항에 있어서,
    상기 용접된 구성 요소는 튜브 시트인 것인, 용융 연료 원자로.
  25. 제 24 항에 있어서,
    상기 용접된 구성 요소는 상기 냉각제를 상기 적어도 하나의 열 교환기에서 배출하는 튜브 시트이고, 상기 튜브 시트는 상기 상부 중성자 리플렉터에 의해 상기 연료 염으로부터 분리되는 것인, 용융 연료 원자로.
  26. 제 24 항에 있어서,
    상기 용접된 구성 요소는 상기 냉각제를 상기 적어도 하나의 열 교환기로 들여보내는 튜브 시트이고, 상기 튜브 시트는 상기 하부 중성자 리플렉터에 의해 상기 연료 염으로부터 분리되는 것인, 용융 연료 원자로.
  27. 제 24 항에 있어서,
    상기 용접된 구성 요소는 상기 냉각제를 상기 적어도 하나의 열 교환기로 들여보내고 상기 적어도 하나의 열 교환기에서 배출하는 튜브 시트인 것인, 용융 연료 원자로.
  28. 제 27 항에 있어서,
    상기 냉각제를 상기 적어도 하나의 열 교환기로 들여보내고 상기 적어도 하나의 열 교환기에서 배출하는 상기 튜브 시트는 상기 원자로 노심 위에 위치되는 것인, 용융 연료 원자로.
  29. 제 27 항 또는 제 28 항에 있어서,
    상기 냉각제를 상기 적어도 하나의 열 교환기로 들여보내고 상기 적어도 하나의 열 교환기에서 배출하는 상기 튜브 시트는 상기 상부 중성자 리플렉터에 의해 상기 연료 염으로부터 분리되는 것인, 용융 연료 원자로.
  30. 제 27 항 또는 제 28 항에 있어서,
    상기 냉각제를 상기 적어도 하나의 열 교환기로 들여보내고 상기 적어도 하나의 열 교환기에서 배출하는 상기 튜브 시트는 중성자 흡수기에 의해 상기 연료 염으로부터 분리되는 것인, 용융 연료 원자로.
  31. 방사상 루프 용융 염 원자로로서,
    원자로 노심 격납 용기;
    상기 원자로 노심 격납 용기 내에 원자로 노심 체적을 획정하는, 상기 원자로 노심 격납 용기 내의 하나 이상의 리플렉터; 및
    상기 원자로 노심 체적으로부터 가열된 연료 염을 수용하도록 구성되는 원자로 출구 파이프, 상기 가열된 연료 염으로부터 1 차 냉각제로 열을 전달하여 냉각된 연료 염을 생성하는 열 교환기, 및 상기 냉각된 연료 염을 상기 원자로 노심 체적 내로 복귀시키도록 구성되는 원자로 입구 파이프를 갖고, 상기 원자로 노심 격납 용기의 외부에서 이격되어 있는 복수의 열 교환기 레그
    를 포함하는, 방사상 루프 용융 염 원자로.
  32. 제 31 항에 있어서,
    상기 원자로 노심 체적 내에 핵분열성 연료 염을 더 포함하는, 방사상 루프 용융 염 원자로.
  33. 제 30 항 또는 제 31 항에 있어서,
    상기 원자로 노심 격납 용기 및 상기 복수의 열 교환기 레그를 수용하는 2 차 격납 용기를 더 포함하고, 상기 2 차 격납 용기는 적어도 원자로 노심 격납 용기 및 상기 복수의 열 교환기 레그에 수용된 상기 연료 염 전부를 유지하기에 충분한 체적을 획정하는 것인, 방사상 루프 용융 염 원자로.
  34. 제 30 항 또는 제 31 항에 있어서,
    상기 복수의 열 교환기 레그 중 적어도 하나의 열 교환기 레그를 통과하도록 연료 염 유동을 이동시키게 구성되는 상기 복수의 열 교환기 레그 중 적어도 하나의 열 교환기 레그 내의 적어도 하나의 임펠러를 더 포함하는 것인, 방사상 루프 용융 염 원자로.
  35. 제 30 항 또는 제 31 항에 있어서,
    상기 열 교환기 레그를 통과하도록 연료 염 유동을 이동시키게 구성되는 상기 복수의 열 교환기 레그 각각 내의 임펠러를 더 포함하는 것인, 방사상 루프 용융 염 원자로.
  36. 제 30 항 또는 제 31 항에 있어서,
    상기 열 교환기는 쉘 및 튜브 열 교환기인 것인, 방사상 루프 용융 염 원자로.
  37. 제 36 항에 있어서,
    상기 1 차 냉각제는 상기 열 교환기의 쉘-측을 통해 순환하는 것인, 방사상 루프 용융 염 원자로.
  38. 제 36 항에 있어서,
    상기 연료 염은 상기 열 교환기의 상기 쉘-측을 통해 순환하는 것인, 방사상 루프 용융 염 원자로.
  39. 제 30 항에 있어서,
    상기 연료 염은 다음의 핵분열성 염들: UF6, UF4, UF3, ThCl4, UBr3, UBr4, PuCl3, UCl4, UCl3, UCl3F 및 UCl2F2 중 하나 이상을 포함하는 것인, 방사상 루프 용융 염 원자로.
  40. 제 30 항에 있어서,
    상기 연료 염은 다음의 비-핵분열성 염들: NaCl, MgCl2, CaCl2, BaCl2, KCl, SrCl2, VCl3, CrCl3, TiCl4, ZrCl4, ThCl4, AcCl3, NpCl4, AmCl3, LaCl3, CeCl3, PrCl3 및/또는 NdCl3 중 하나 이상을 포함하는 것인, 방사상 루프 용융 염 원자로.
  41. 제 30 항에 있어서,
    상기 연료 염은 UCl4, UCl3, 그리고 NaCl 및 MgCl2 중 어느 하나 또는 양자 모두의 혼합물인 것인, 방사상 루프 용융 염 원자로.
KR1020187034812A 2016-05-02 2017-05-01 개선된 용융 연료 원자로 열 관리 구성 KR102377348B1 (ko)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020227008579A KR102515866B1 (ko) 2016-05-02 2017-05-01 개선된 용융 연료 원자로 열 관리 구성

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US201662330726P 2016-05-02 2016-05-02
US62/330,726 2016-05-02
PCT/US2017/030455 WO2017192463A2 (en) 2016-05-02 2017-05-01 Improved molten fuel reactor thermal management configurations

Related Child Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020227008579A Division KR102515866B1 (ko) 2016-05-02 2017-05-01 개선된 용융 연료 원자로 열 관리 구성

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20190004751A true KR20190004751A (ko) 2019-01-14
KR102377348B1 KR102377348B1 (ko) 2022-03-22

Family

ID=58708039

Family Applications (4)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020187034812A KR102377348B1 (ko) 2016-05-02 2017-05-01 개선된 용융 연료 원자로 열 관리 구성
KR1020187034813A KR102406810B1 (ko) 2016-05-02 2017-05-01 개선된 용융 연료 원자로 냉각 및 펌프 구성
KR1020227008579A KR102515866B1 (ko) 2016-05-02 2017-05-01 개선된 용융 연료 원자로 열 관리 구성
KR1020187034811A KR102346034B1 (ko) 2016-05-02 2017-05-02 중성자 반사 냉각제를 갖는 용융 연료 원자로

Family Applications After (3)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020187034813A KR102406810B1 (ko) 2016-05-02 2017-05-01 개선된 용융 연료 원자로 냉각 및 펌프 구성
KR1020227008579A KR102515866B1 (ko) 2016-05-02 2017-05-01 개선된 용융 연료 원자로 열 관리 구성
KR1020187034811A KR102346034B1 (ko) 2016-05-02 2017-05-02 중성자 반사 냉각제를 갖는 용융 연료 원자로

Country Status (11)

Country Link
US (4) US10741293B2 (ko)
EP (3) EP3453025B8 (ko)
JP (4) JP6961620B2 (ko)
KR (4) KR102377348B1 (ko)
CN (3) CN109074876B (ko)
AU (4) AU2017261231B2 (ko)
BR (2) BR112018072071B1 (ko)
CA (3) CA3018444C (ko)
EA (3) EA035652B1 (ko)
MX (3) MX2018013287A (ko)
WO (3) WO2017192463A2 (ko)

Families Citing this family (26)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US11276503B2 (en) 2014-12-29 2022-03-15 Terrapower, Llc Anti-proliferation safeguards for nuclear fuel salts
JP2018507396A (ja) 2014-12-29 2018-03-15 テラパワー， エルエルシー 核物質処理
US10867710B2 (en) 2015-09-30 2020-12-15 Terrapower, Llc Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant
US10665356B2 (en) 2015-09-30 2020-05-26 Terrapower, Llc Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant
CA2999894A1 (en) 2015-09-30 2017-04-06 Terrapower, Llc Neutron reflector assembly for dynamic spectrum shifting
CA3018444C (en) 2016-05-02 2021-07-06 Terrapower, Llc Improved molten fuel reactor cooling and pump configurations
EP3485496B1 (en) 2016-07-15 2020-04-15 TerraPower, LLC Vertically-segmented nuclear reactor
EP3922605A1 (en) 2016-08-10 2021-12-15 TerraPower LLC Electro-synthesis of uranium chloride fuel salts
EP3542371B1 (en) 2016-11-15 2021-03-03 TerraPower, LLC Thermal management of molten fuel nuclear reactors
KR101988265B1 (ko) * 2017-05-24 2019-06-12 한국원자력연구원 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템
CN108417277B (zh) * 2017-12-25 2021-06-11 中国科学院上海应用物理研究所 一种一体化堆本体系统及氯盐堆系统
WO2019152595A1 (en) 2018-01-31 2019-08-08 Terrapower, Llc Direct heat exchanger for molten chloride fast reactor
EP4297043A3 (en) 2018-03-12 2024-06-12 TerraPower LLC Reflector assembly for a molten chloride fast reactor
CN109887623A (zh) * 2019-01-25 2019-06-14 中广核研究院有限公司 一种具有迷宫式流道的池式铅基快堆
CN109830315B (zh) * 2019-01-29 2022-08-02 哈尔滨工程大学 一种展开式核反应堆堆芯
CN109859860A (zh) * 2019-02-01 2019-06-07 中国原子能科学研究院 研究性反应堆
CN110364273A (zh) * 2019-07-10 2019-10-22 华南理工大学 一种液态燃料空间堆
JP2023508951A (ja) 2019-12-23 2023-03-06 テラパワー， エルエルシー 溶融燃料型反応炉および溶融燃料型反応炉のためのオリフィスリングプレート
JP7349379B2 (ja) * 2020-01-28 2023-09-22 三菱重工業株式会社 燃料棒出力の解析方法、解析装置及び燃料棒出力の解析プログラム
RU2733900C1 (ru) 2020-03-06 2020-10-08 Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Быстрый жидко-солевой реактор
CN111951985B (zh) * 2020-07-15 2022-10-18 四川大学 一种模块化空间核反应堆发电单元
US11728052B2 (en) 2020-08-17 2023-08-15 Terra Power, Llc Fast spectrum molten chloride test reactors
US11798697B2 (en) * 2020-08-17 2023-10-24 Terrapower, Llc Passive heat removal system for nuclear reactors
CN113756892B (zh) * 2021-08-30 2022-10-28 西安交通大学 模块化多用途小型氟盐冷却高温堆能量系统
US12018779B2 (en) 2021-09-21 2024-06-25 Abilene Christian University Stabilizing face ring joint flange and assembly thereof
US12012827B1 (en) 2023-09-11 2024-06-18 Natura Resources LLC Nuclear reactor integrated oil and gas production systems and methods of operation

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2296248A1 (fr) * 1974-12-24 1976-07-23 Electricite De France Reacteur nucleaire a sel combustible fondu
GB2073938A (en) * 1980-04-15 1981-10-21 Furukawa K Single-fluid type accelerator molten-salt breeder
JPS57101991A (en) * 1980-12-17 1982-06-24 Minolta Camera Co Ltd Preset counter device of copying machine and the like
JP2005208065A (ja) * 2005-01-31 2005-08-04 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 海塩粒子モニタリング方法、海塩粒子洗浄方法、および海塩粒子洗浄装置

Family Cites Families (119)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA631890A (en) * 1961-11-28 Government Of The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Navy (The) Experimental liquid metal fuel reactor
US2375009A (en) 1940-02-07 1945-05-01 Mathieson Alkali Works Process for the purification of magnesium chloride
US2945794A (en) 1952-11-18 1960-07-19 Charles E Winters Neutronic reactor operational method and core system
GB739968A (en) * 1953-04-06 1955-11-02 Babcock & Wilcox Ltd Improvements in tubulous vapour generators
US2874106A (en) * 1955-04-11 1959-02-17 Hammond R Philip Homogeneous nuclear reactor
CH345085A (de) * 1955-07-08 1960-03-15 Gen Electric Kernreaktoranlage
US2920024A (en) 1956-07-27 1960-01-05 Barton Charles Julian Molten fluoride nuclear reactor fuel
NL250500A (ko) 1959-04-14
BE591155A (ko) 1959-06-01 1900-01-01
US3216901A (en) 1960-08-24 1965-11-09 Dow Chemical Co Fuel element and method of operating reactor
US3029130A (en) 1960-09-21 1962-04-10 Raymond H Moore Plutonium recovery from neutronbombarded uranium fuel
US3018239A (en) * 1961-02-21 1962-01-23 John J Happell Experimental liquid metal fuel reactor
US3136700A (en) * 1961-05-17 1964-06-09 Heinz F Poppendiek Fuel channel elements for circulating fuel neutronic reactors
NL281623A (ko) 1961-08-01 1900-01-01
DE1439107A1 (de) 1961-09-26 1969-02-06 Siemens Ag Brennelement fuer heterogene Atomreaktoren
GB964841A (en) * 1962-02-14 1964-07-22 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactors cooled by liquid metal
US3368945A (en) 1963-06-21 1968-02-13 Westinghouse Electric Corp Fuel assembly for a neutronic reactor
GB1102815A (en) 1964-06-02 1968-02-14 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactors
US3218160A (en) 1964-11-10 1965-11-16 James B Knighton Regeneration of nuclear fuel
US3262856A (en) 1965-01-14 1966-07-26 Edward S Bettis Fused-salt-fueled, molten-metal-cooled power breeder reactor system
NL130632C (ko) 1965-03-12
GB1161599A (en) * 1965-12-23 1969-08-13 Atomic Energy Authority Uk Improvements relating to Nuclear Reactors
US3743577A (en) 1968-06-03 1973-07-03 Atomic Energy Commission Single fluid molten salt nuclear breeder reactor
US3785924A (en) 1970-09-02 1974-01-15 Combustion Eng Nuclear reactor core shroud
FR2182648B1 (ko) 1972-05-02 1974-09-27 Commissariat Energie Atomique
JPS571991B2 (ko) * 1973-09-10 1982-01-13
CH592352A5 (ko) * 1974-03-20 1977-10-31 Commissariat Energie Atomique
FR2278136A1 (fr) 1974-07-11 1976-02-06 Commissariat Energie Atomique Chargement et dechargement du coeur d'un reacteur nucleaire
GB1494055A (en) * 1974-12-24 1977-12-07 Pechiney Ugine Kuhlmann Molten salt in a nuclear reactor
FR2296923A1 (fr) * 1975-01-03 1976-07-30 Commissariat Energie Atomique Generateur de vapeur a basse temperature
US3997413A (en) 1975-10-23 1976-12-14 Sven Fougner Purification of magnesium chloride cell bath material useful for the production of magnesium metal by electrolysis
FR2379881A1 (fr) 1977-02-04 1978-09-01 Commissariat Energie Atomique Bloc-pompe echangeur de chaleur pour reacteurs nucleaires
FR2419565A1 (fr) * 1978-03-07 1979-10-05 Commissariat Energie Atomique Echangeur d'ultime secours, notamment pour reacteur nucleaire a neutrons rapides
US4309252A (en) 1978-09-25 1982-01-05 Nuclear Power Company Limited Nuclear reactor constructions
JPS571991A (en) * 1980-06-05 1982-01-07 Sumitomo Corp Small-fluid molten salt reactor
US4397778A (en) 1981-01-09 1983-08-09 Lloyd Milton H Coprocessed nuclear fuels containing (U, Pu) values as oxides, carbides or carbonitrides
FR2529370A1 (fr) * 1982-06-29 1983-12-30 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a sels fondus refroidi a l'helium
FR2535888A1 (fr) 1982-11-05 1984-05-11 Novatome Bouchon-couvercle du coeur d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides
US4762667A (en) 1982-12-20 1988-08-09 Westinghouse Electric Corp. Passive reactor auxiliary cooling system
FR2598247B1 (fr) 1986-05-05 1988-09-09 Novatome Bouchon-couvercle du coeur d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides
US4820476A (en) 1987-02-27 1989-04-11 Westinghouse Electric Corp. System and method for plugging the core barrel of a nuclear reactor
JPH03282397A (ja) 1990-03-30 1991-12-12 Toshiba Corp 原子炉の出力調整装置
FR2665290B1 (fr) 1990-07-24 1994-06-10 Toshiba Kk Reacteur rapide.
US5223210A (en) * 1991-08-16 1993-06-29 General Electric Company Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors with backup coolant flow path
US5185120A (en) 1991-10-10 1993-02-09 General Electric Company Liquid affected spectral shift reactor
EP0617430B1 (en) * 1993-03-24 1997-12-29 Kazuo Furukawa Plutonium annihilating nuclear reactor with use of liquid nuclear fuel
US5421855A (en) 1993-05-27 1995-06-06 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Process for continuous production of metallic uranium and uranium alloys
US5380406A (en) 1993-10-27 1995-01-10 The United States Of America As Represented By The Department Of Energy Electrochemical method of producing eutectic uranium alloy and apparatus
IT1289801B1 (it) * 1996-12-24 1998-10-16 Finmeccanica Spa Reattore nucleare a circolazione naturale migliorata del fluido di raffreddamento.
ITTO980400A1 (it) * 1998-05-12 1999-11-12 Finmeccanica Spa Sistema di refrigerazione perfezionato per un reattore nucleare.
US6181759B1 (en) 1999-07-23 2001-01-30 Westinghouse Electric Company Llc Method and apparatus for determining nearness to criticality of a nuclear fueled electric power generating unit
JP2001133572A (ja) 1999-10-29 2001-05-18 Toshiba Corp 溶融塩炉
KR20040031699A (ko) 2001-03-29 2004-04-13 페블 베드 모듈러 리엑터(프로프라이어터리) 리미티드 원자로 출구온도 제어 방법 및 제어 시스템
US7864913B2 (en) 2004-02-19 2011-01-04 Kabushiki Kaisha Toshiba Fast reactor having reflector control system and neutron reflector thereof
US7217402B1 (en) 2005-08-26 2007-05-15 United States Of America Department Of Energy Apparatus and method for making metal chloride salt product
ITMI20051752A1 (it) * 2005-09-21 2007-03-22 Ansaldo Energia Spa Reattore nucleare in particolare reattore nucleare raffreddato a metallo liquido
US20080232533A1 (en) 2006-02-15 2008-09-25 Anatoly Blanovsky High flux sub-critical reactor for nuclear waste transmulation
RU57040U1 (ru) 2006-05-12 2006-09-27 Роберт Михайлович Яковлев Ядерная реактроная установка с топливом-теплоносителем в виде расплавов солей фторидов
KR20090108709A (ko) 2007-02-12 2009-10-16 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 가압수형 원자로 유동 스커트 장치
US8817942B2 (en) * 2007-09-26 2014-08-26 Del Nova Vis S.R.L. Nuclear reactor, in particular pool-type nuclear reactor, with new-concept fuel elements
US9171646B2 (en) 2007-10-04 2015-10-27 Lawrence Livermore National Security, Llc Control of a laser inertial confinement fusion-fission power plant
US8891723B2 (en) * 2007-11-15 2014-11-18 State of Oregon Acting by and Through The State Board of Higher Education on Behalf or Oregon State University, The Oregon State University Stable startup system for a nuclear reactor
US20090279658A1 (en) 2008-05-09 2009-11-12 Ottawa Valley Research Associates Ltd. Molten salt nuclear reactor
CA2723272A1 (en) 2008-05-09 2009-11-12 Ottawa Valley Research Associates Ltd. Molten salt nuclear reactor
FR2938691B1 (fr) 2008-11-19 2010-12-24 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire sfr de type integre a compacite et convection ameliorees
WO2011040989A1 (en) 2009-04-09 2011-04-07 The Regents Of The University Of California Annular core liquid-salt cooled reactor with multiple fuel and blanket zones
WO2010129836A1 (en) 2009-05-08 2010-11-11 Academia Sinica Two-fluid molten-salt reactor
RU2424587C1 (ru) 2010-02-18 2011-07-20 Николай Антонович Ермолов Жидкосолевой ядерный реактор (варианты)
US20120056125A1 (en) 2010-04-19 2012-03-08 Halotechnics, Inc Inorganic salt heat transfer fluid
US8867689B2 (en) * 2011-02-15 2014-10-21 Nuscale Power, Llc Heat removal system and method for use with a nuclear reactor
US9881700B2 (en) * 2011-04-06 2018-01-30 Ottawa Valley Research Associates Ltd. Molten salt nuclear reactor
EP2707881B1 (en) 2011-05-13 2018-04-25 Mann, Neal Nuclear reactor control method and apparatus
US20130180520A1 (en) 2011-06-07 2013-07-18 Halotechnics, Inc. Thermal energy storage with molten salt
US20120314829A1 (en) 2011-06-08 2012-12-13 UB-Battelle, LLC Thermal energy integration and storage system
EP2758965B1 (de) * 2011-09-21 2017-07-05 Huke, Armin Dual fluid reaktor
US20130083878A1 (en) 2011-10-03 2013-04-04 Mark Massie Nuclear reactors and related methods and apparatus
US20150010875A1 (en) 2012-01-31 2015-01-08 Halotechnics, Inc. Thermal energy storage with molten salt
EA033315B1 (ru) * 2012-02-06 2019-09-30 Тэррестриал Энерджи Инк. Интегрированный жидкосолевой реактор
US9959944B2 (en) 2012-04-12 2018-05-01 Bwxt Mpower, Inc. Self-supporting radial neutron reflector
JP5781013B2 (ja) 2012-05-30 2015-09-16 敬史 亀井 溶融塩原子炉
US9865363B2 (en) 2012-07-09 2018-01-09 Smr Inventec, Llc Nuclear fuel core, nuclear fuel cartridge, and methods of fueling and/or defueling a nuclear reactor
WO2014039641A2 (en) 2012-09-05 2014-03-13 Transatomic Power Corporation Nuclear reactors and related methods and apparatus
US8734738B1 (en) 2012-11-01 2014-05-27 U.S. Department Of Energy Molten salt extraction of transuranic and reactive fission products from used uranium oxide fuel
WO2014074930A1 (en) 2012-11-08 2014-05-15 Halotechnics, Inc. Very low cost, low-viscosity phosphorus-based liquid glass for heat transfer and thermal energy storage
JP2014119429A (ja) * 2012-12-19 2014-06-30 Toshiba Corp 熔融塩炉
GB201318470D0 (en) * 2013-02-25 2013-12-04 Scott Ian R A practical molten salt fission reactor
US9721678B2 (en) 2013-05-17 2017-08-01 Terrapower, Llc Nuclear fuel assembly design
SI3005373T1 (sl) * 2013-05-28 2020-10-30 Smr Inventec, Llc Pasivni reaktorski hladilni sistem
WO2014196338A1 (ja) 2013-06-07 2014-12-11 カルソニックカンセイ株式会社 複合型熱交換器
EP3031052B1 (en) * 2013-08-05 2018-07-25 Terrestrial Energy Inc. Integral molten salt reactor
JP6249677B2 (ja) * 2013-08-21 2017-12-20 三菱重工業株式会社 冷却装置
US9368244B2 (en) 2013-09-16 2016-06-14 Robert Daniel Woolley Hybrid molten salt reactor with energetic neutron source
US20160217874A1 (en) 2013-09-27 2016-07-28 Transatomic Power Corporation Molten Salt Reactor
US10395783B2 (en) 2013-10-24 2019-08-27 Smr, Llc Steam generator for nuclear steam supply system
KR101513139B1 (ko) * 2013-11-28 2015-04-17 한국원자력연구원 원자로냉각재펌프 및 이를 구비하는 원전
US20150243376A1 (en) 2014-02-26 2015-08-27 Taylor Ramon WILSON Molten salt fission reactor
RU2666787C2 (ru) 2014-03-20 2018-09-12 Айан Ричард СКОТТ Химическая оптимизация в ядерном реакторе на расплавленных солях
US20150357056A1 (en) 2014-04-09 2015-12-10 Colorado School Of Mines Reactor unit control system for space and terrestrial applications
WO2015166203A1 (en) 2014-04-29 2015-11-05 Ian Richard Scott Movement of fuel tubes within an array
US9502142B2 (en) * 2014-07-17 2016-11-22 Nico M. Bonhomme Containment for a water cooled and moderated nuclear reactor
JP2018507396A (ja) 2014-12-29 2018-03-15 テラパワー， エルエルシー 核物質処理
US11276503B2 (en) 2014-12-29 2022-03-15 Terrapower, Llc Anti-proliferation safeguards for nuclear fuel salts
US20170301413A1 (en) 2014-12-29 2017-10-19 Terrapower, Llc Nuclear fuel salts
KR102642497B1 (ko) 2015-03-03 2024-03-04 뉴스케일 파워, 엘엘씨 원자로 시스템용 체결장치
CN107408414B (zh) 2015-04-02 2019-05-28 科利尔株式会社 利用热膨胀原理使反射体热变移位的负载跟随小型化核能发电系统
CN105023621B (zh) 2015-06-12 2017-11-10 陈安海 快堆型耦合核反应的实施方法及其核反应堆
US10867710B2 (en) 2015-09-30 2020-12-15 Terrapower, Llc Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant
CA2999894A1 (en) 2015-09-30 2017-04-06 Terrapower, Llc Neutron reflector assembly for dynamic spectrum shifting
US10665356B2 (en) 2015-09-30 2020-05-26 Terrapower, Llc Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant
WO2017106509A1 (en) * 2015-12-18 2017-06-22 Elysium Industries Ltd. Salt compositions for molten salt reactors
RU2693861C1 (ru) 2016-04-26 2019-07-05 Клир Инк. Система малогабаритного ядерного реактора, работающего в режиме следования за нагрузкой, использующая жидкометаллический теплоноситель первого контура
CA3018444C (en) 2016-05-02 2021-07-06 Terrapower, Llc Improved molten fuel reactor cooling and pump configurations
EP3485496B1 (en) 2016-07-15 2020-04-15 TerraPower, LLC Vertically-segmented nuclear reactor
EP3922605A1 (en) 2016-08-10 2021-12-15 TerraPower LLC Electro-synthesis of uranium chloride fuel salts
EP3542371B1 (en) 2016-11-15 2021-03-03 TerraPower, LLC Thermal management of molten fuel nuclear reactors
US11205521B2 (en) 2017-03-21 2021-12-21 Smr Inventec, Llc Optimized nuclear fuel core design for a small modular reactor
WO2019152595A1 (en) 2018-01-31 2019-08-08 Terrapower, Llc Direct heat exchanger for molten chloride fast reactor
EP4297043A3 (en) 2018-03-12 2024-06-12 TerraPower LLC Reflector assembly for a molten chloride fast reactor
US20200122109A1 (en) 2018-10-17 2020-04-23 Kairos Power Llc Systems and methods for maintaining chemistry in molten salt systems

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2296248A1 (fr) * 1974-12-24 1976-07-23 Electricite De France Reacteur nucleaire a sel combustible fondu
GB2073938A (en) * 1980-04-15 1981-10-21 Furukawa K Single-fluid type accelerator molten-salt breeder
JPS57101991A (en) * 1980-12-17 1982-06-24 Minolta Camera Co Ltd Preset counter device of copying machine and the like
JP2005208065A (ja) * 2005-01-31 2005-08-04 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 海塩粒子モニタリング方法、海塩粒子洗浄方法、および海塩粒子洗浄装置

Also Published As

Publication number Publication date
CA3018386A1 (en) 2017-11-09
AU2021277692A1 (en) 2021-12-23
EA037791B1 (ru) 2021-05-21
CA3018444A1 (en) 2017-11-09
MX2018013286A (es) 2019-08-26
US10741293B2 (en) 2020-08-11
WO2017192463A8 (en) 2018-11-08
EP3453024B1 (en) 2020-09-09
AU2021277692B2 (en) 2023-03-16
WO2017192607A1 (en) 2017-11-09
CN109074875A (zh) 2018-12-21
US20200279660A1 (en) 2020-09-03
JP2019516975A (ja) 2019-06-20
WO2017192464A3 (en) 2018-03-01
BR112018071325A2 (pt) 2019-02-05
EP3453025B1 (en) 2020-02-19
WO2017192463A3 (en) 2018-03-01
AU2017260307A1 (en) 2018-09-27
AU2017261230B2 (en) 2022-02-24
EA201892167A1 (ru) 2019-05-31
EP3453025B8 (en) 2020-05-13
AU2017260307B2 (en) 2022-05-26
JP2019516970A (ja) 2019-06-20
KR20190004752A (ko) 2019-01-14
KR20220038532A (ko) 2022-03-28
JP2022003348A (ja) 2022-01-11
EA201892178A1 (ru) 2019-05-31
EP3453024A2 (en) 2019-03-13
KR102406810B1 (ko) 2022-06-13
US20170316840A1 (en) 2017-11-02
CN109074876B (zh) 2023-04-25
JP7039487B2 (ja) 2022-03-22
BR112018072071B1 (pt) 2023-01-10
CA3018440C (en) 2021-07-06
AU2017261231A1 (en) 2018-10-11
BR112018072071A2 (pt) 2019-04-09
AU2017261231B2 (en) 2021-10-21
KR102515866B1 (ko) 2023-03-29
AU2017261230A1 (en) 2018-10-11
JP2019516972A (ja) 2019-06-20
KR102346034B1 (ko) 2021-12-31
BR112018069844A2 (pt) 2019-01-29
EP3453025A2 (en) 2019-03-13
WO2017192464A2 (en) 2017-11-09
CA3018444C (en) 2021-07-06
EA035652B1 (ru) 2020-07-22
EP3453023B1 (en) 2022-03-23
US11367536B2 (en) 2022-06-21
CN109074874A (zh) 2018-12-21
US20220301729A1 (en) 2022-09-22
WO2017192463A2 (en) 2017-11-09
CN109074876A (zh) 2018-12-21
MX2018013287A (es) 2019-05-09
MX2018013288A (es) 2019-08-26
EA201892166A1 (ru) 2019-05-31
JP7170816B2 (ja) 2022-11-14
CA3018440A1 (en) 2017-11-09
KR20190003704A (ko) 2019-01-09
JP6961620B2 (ja) 2021-11-05
BR112018069844B1 (pt) 2023-05-02
EA038588B1 (ru) 2021-09-20
EP3453023A1 (en) 2019-03-13
AU2017261230A8 (en) 2020-11-05
JP6960413B2 (ja) 2021-11-05
EA037791B8 (ru) 2021-06-28
KR102377348B1 (ko) 2022-03-22
US20170316841A1 (en) 2017-11-02

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR102515866B1 (ko) 개선된 용융 연료 원자로 열 관리 구성
US11075013B2 (en) Removing heat from a nuclear reactor by having molten fuel pass through plural heat exchangers before returning to core
US11145424B2 (en) Direct heat exchanger for molten chloride fast reactor
US20150117589A1 (en) Molten Salt Reactor
JP2014173984A (ja) 原子炉
CN116982120B (zh) 具有重液态金属冷却剂的核反应堆
BR112018071325B1 (pt) Método para resfriar ativamente um recipiente de contenção e sal combustível em um reator nuclear
EA042239B1 (ru) Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем
JP2009052999A (ja) 原子炉

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
E902 Notification of reason for refusal
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant