RU2011143460A - Ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания - Google Patents

Ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания Download PDF

Info

Publication number
RU2011143460A
RU2011143460A RU2011143460/07A RU2011143460A RU2011143460A RU 2011143460 A RU2011143460 A RU 2011143460A RU 2011143460/07 A RU2011143460/07 A RU 2011143460/07A RU 2011143460 A RU2011143460 A RU 2011143460A RU 2011143460 A RU2011143460 A RU 2011143460A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
neutron
nuclear reactor
combustion front
fuel assembly
combustion
Prior art date
Application number
RU2011143460/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2517359C2 (ru
Inventor
Чарльз Е. АХЛФЕЛЬД
Джон Роджерс ДЖИЛЛЭНД
Родерик А. Хайд
Мюриэл У. ИШИКАВА
Дэвид Г. МАКАЛИС
Натан П. МИРВОЛЬД
Чарльз Уитмер
младший Лоуэлл Л. ВУД
Джордж Б. Циммерман
Original Assignee
Сирит ЭлЭлСи
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
Priority claimed from US12/384,669 external-priority patent/US8942338B2/en
Application filed by Сирит ЭлЭлСи filed Critical Сирит ЭлЭлСи
Publication of RU2011143460A publication Critical patent/RU2011143460A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2517359C2 publication Critical patent/RU2517359C2/ru

Links

Classifications

    • 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
    • G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
    • G21C1/026—Reactors not needing refueling, i.e. reactors of the type breed-and-burn, e.g. travelling or deflagration wave reactors or seed-blanket reactors
    • 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
    • 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
    • G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
    • 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
    • G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
    • G21C1/024—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core where the core is divided in zones with fuel and zones with breeding material
    • 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
    • G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
    • G21C19/50—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated fluid fuel, e.g. regeneration of fuels while the reactor is in operation
    • 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
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/06—Casings; Jackets
    • G21C3/07—Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/18—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
    • G21C5/20—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone wherein one zone contains fissile material and another zone contains breeder material
    • 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
    • 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
    • G21C7/10—Construction of control elements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/34—Control of nuclear reaction by utilisation of a primary neutron source
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/02—Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect
    • 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

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

1. Ядерный реактор деления на бегущей волне, содержащий:активную зону ипо меньшей мере одну теплопроводящую сборку, расположенную в указанной активной зоне ядерного реактора деления, причем указанная теплопроводящая сборка ядерного реактора деления выполнена с возможностью создания фронта горения и достижения значения глубины выгорания на уровне заранее заданного значения глубины выгорания или ниже него.2. Ядерный реактор по п.1, в котором указанная активная зона выполнена с возможностью управления некоторым количеством поглотителей нейтронов в местоположении позади фронта горения для достижения значения глубины выгорания на уровне заранее заданного значения глубины выгорания или ниже него.3. Ядерный реактор по п.1, в котором указанная теплопроводящая сборка выполнена с возможностью модуляции нейтронного потока и также выполнена с возможностью вмещения некоторого количества поглотителей нейтронов для достижения поглощения нейтронов в нескольких местоположениях относительно фронта горения, при этом большая часть поглощения нейтронов, вызванная поглотителями нейтронов, происходит в большом количестве местоположений позади фронта горения.4. Ядерный реактор по п.1, в котором указанная теплопроводящая сборка выполнена с возможностью управления некоторым количеством отражателей нейтронов в местоположении позади фронта горения для достижения значения глубины выгорания на уровне заранее заданного значения глубины выгорания или ниже него.5. Ядерный реактор по п.4, в котором отражатель нейтронов содержит материал, выбранный из бериллия (Be), свинца (Pb), вольфрама (W), ванадия (V), воспроизводящего материала

Claims (61)

1. Ядерный реактор деления на бегущей волне, содержащий:
активную зону и
по меньшей мере одну теплопроводящую сборку, расположенную в указанной активной зоне ядерного реактора деления, причем указанная теплопроводящая сборка ядерного реактора деления выполнена с возможностью создания фронта горения и достижения значения глубины выгорания на уровне заранее заданного значения глубины выгорания или ниже него.
2. Ядерный реактор по п.1, в котором указанная активная зона выполнена с возможностью управления некоторым количеством поглотителей нейтронов в местоположении позади фронта горения для достижения значения глубины выгорания на уровне заранее заданного значения глубины выгорания или ниже него.
3. Ядерный реактор по п.1, в котором указанная теплопроводящая сборка выполнена с возможностью модуляции нейтронного потока и также выполнена с возможностью вмещения некоторого количества поглотителей нейтронов для достижения поглощения нейтронов в нескольких местоположениях относительно фронта горения, при этом большая часть поглощения нейтронов, вызванная поглотителями нейтронов, происходит в большом количестве местоположений позади фронта горения.
4. Ядерный реактор по п.1, в котором указанная теплопроводящая сборка выполнена с возможностью управления некоторым количеством отражателей нейтронов в местоположении позади фронта горения для достижения значения глубины выгорания на уровне заранее заданного значения глубины выгорания или ниже него.
5. Ядерный реактор по п.4, в котором отражатель нейтронов содержит материал, выбранный из бериллия (Be), свинца (Pb), вольфрама (W), ванадия (V), воспроизводящего материала, сплавов стали и их смесей.
6. Ядерный реактор по п.4, в котором указанная теплопроводящая сборка выполнена с возможностью управления некоторым количеством отражателей нейтронов для достижения отражения нейтронов в нескольких местоположениях относительно фронта горения, при этом большая часть отражений нейтронов, вызванная отражателями нейтронов, происходит в большом количестве местоположений позади фронта горения.
7. Ядерный реактор по п.1, дополнительно содержащий излучатель нейтронов, выполненный с возможностью перемещения из первого местоположения позади фронта горения во второе местоположение позади фронта горения для достижения значения глубины выгорания на уровне заранее заданного значения глубины выгорания или ниже него.
8. Ядерный реактор по п.1, дополнительно содержащий излучатель нейтронов, выполненный с возможностью перемещения из первого местоположения позади фронта горения в другое местоположение вблизи фронта горения для достижения значения глубины выгорания на уровне заранее заданного значения глубины выгорания или ниже него.
9. Ядерный реактор по п.1, дополнительно содержащий излучатель нейтронов, выполненный с возможностью перемещения из первого местоположения позади фронта горения в другое местоположение перед фронтом горения для достижения значения глубины выгорания на уровне заранее заданного значения глубины выгорания или ниже него.
10. Ядерный реактор по п.1, в котором указанная теплопроводящая сборка выполнена с возможностью управления радиационным повреждением одного или нескольких конструктивных материалов в ответ на управление значением глубины выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне.
11. Ядерный реактор по п.10, в котором указанная теплопроводящая сборка выполнена с возможностью управления радиационным повреждением путем достижения значения радиационного повреждения.
12. Ядерный реактор по п.11, в котором указанная теплопроводящая сборка выполнена с возможностью управления радиационным повреждением путем достижения значения радиационного повреждения на уровне заранее заданного значения радиационного повреждения или ниже него.
13. Ядерный реактор по п.12, дополнительно содержащий излучатель нейтронов, выполненный с возможностью перемещения из первого местоположения позади фронта горения во второе местоположение позади фронта горения для достижения значения радиационного повреждения на уровне заранее заданного значения радиационного повреждения или ниже него.
14. Ядерный реактор по п.12, дополнительно содержащий излучатель нейтронов, выполненный с возможностью перемещения из первого местоположения позади фронта горения в другое местоположение вблизи фронта горения для достижения значения радиационного повреждения на уровне заранее заданного значения радиационного повреждения или ниже него.
15. Ядерный реактор по п.12, дополнительно содержащий излучатель нейтронов, выполненный с возможностью перемещения из первого местоположения позади фронта горения в другое местоположение спереди фронта горения для достижения значения радиационного повреждения на уровне заранее заданного значения радиационного повреждения или ниже него.
16. Ядерный реактор по п.1, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью управления указанным некоторым количеством поглотителей нейтронов в местоположении позади фронта горения для достижения значения радиационного повреждения на уровне заранее заданного значения радиационного повреждения или ниже него.
17. Ядерный реактор по п.16, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью управления указанным некоторым количеством поглотителей нейтронов для достижения поглощения нейтронов в нескольких местоположениях относительно фронта горения для получения значения радиационного повреждения на уровне заранее заданного значения радиационного повреждения или ниже него, причем большая часть поглощений нейтронов, вызванная поглотителями нейтронов, происходит в нескольких местоположениях позади фронта горения.
18. Ядерный реактор по п.1, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью управления указанным некоторым количеством отражателей нейтронов в местоположении позади фронта горения для достижения значения радиационного повреждения на уровне заранее заданного значения радиационного повреждения или ниже него.
19. Ядерный реактор по п.18, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью управления указанным некоторым количеством отражателей нейтронов для достижения отражения нейтронов в нескольких местоположениях относительно фронта горения для получения значения радиационного повреждения на уровне заранее заданного значения радиационного повреждения или ниже него, причем большая часть отражений нейтронов, вызванная отражателями нейтронов, происходит в нескольких местоположениях позади фронта горения.
20. Ядерный реактор по п.1, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью выборочной модуляции нейтронного потока в местоположении относительно фронта горения для модуляции нейтронного потока, излучаемого ядерным реактором деления на бегущей волне.
21. Ядерный реактор по п.1, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью выборочной модуляции нейтронного потока в местоположении позади фронта горения для модуляции нейтронного потока, излучаемого ядерным реактором деления на бегущей волне.
22. Ядерный реактор по п.1, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью выборочной модуляции нейтронного потока в большом количестве местоположений относительно фронта горения, причем величина модуляции в большом количестве местоположений относительно фронта горения контролируется пространственным профилем.
23. Ядерный реактор по п.22, в котором пространственный профиль симметричен относительно фронта горения.
24. Ядерный реактор по п.22, в котором пространственный профиль асимметричен относительно фронта горения.
25. Ядерный реактор по п.22, в котором пространственный профиль имеет наклон с самой крутой частью, причем самая крутая часть наклона пространственного профиля расположена в местоположении позади фронта горения.
26. Ядерный реактор по п.1, в котором тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью выборочной модуляции нейтронного потока в местоположении относительно фронта горения, так что большая часть модуляции нейтронного потока происходит в большом количестве местоположений позади фронта горения.
27. Ядерный реактор по п.1, в котором тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью выборочного поглощения части нейтронного потока в местоположении относительно фронта горения.
28. Ядерный реактор по п.1, в котором тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью управления указанным некоторым количеством поглотителей нейтронов в местоположении относительно фронта горения.
29. Ядерный реактор по п.28, в котором поглотитель нейтронов содержит материал, выбранный из лития, серебра, индия, кадмия, бора, кобальта, гафния, диспрозия, гадолиния, самария, эрбия, европия и их смесей.
30. Ядерный реактор по п.28, в котором поглотитель нейтронов содержит соединение, выбранное из серебро-индий-кадмиевого сплава, карбида бора, диборида циркония, диборида титана, диборида гафния, титаната гадолиния, титаната диспрозия и их смесей.
31. Ядерный реактор по п.1, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью управления указанным некоторым количеством взаимодействующего с нейтронами материала в местоположении относительно фронта горения для выборочной модуляции нейтронного потока, испускаемого тепловыделяющей сборкой ядерного реактора деления.
32. Ядерный реактор по п.31, в котором тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью управления указанным некоторым количеством излучателей нейтронов в местоположении относительно фронта горения для управления указанным некоторым количеством взаимодействующего с нейтронами материала в местоположении относительно фронта горения.
33. Ядерный реактор по п.32, в котором излучатель нейтронов содержит расщепляющийся изотоп.
34. Ядерный реактор по п.32, в котором излучатель нейтронов содержит воспроизводящий изотоп.
35. Ядерный реактор по п.32, в котором излучатель нейтронов содержит элемент, способный испытывать бета-распад, чтобы стать расщепляющимся изотопом.
36. Ядерный реактор по п.31, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью управления некоторым количеством отражателей нейтронов в местоположении относительно фронта горения для управления указанным некоторым количеством взаимодействующего с нейтронами материала в местоположении относительно фронта горения.
37. Ядерный реактор деления на бегущей волне, содержащий:
активную зону и
по меньшей мере одну тепловыделяющую сборку, расположенную в указанной активной зоне реактора, причем указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью создания фронта горения и для достижения значения глубины выгорания на уровне заранее заданного значения глубины выгорания или ниже него, при этом указанная тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления выполнена с возможностью определения параметра горения, связанного с фронтом горения, и с возможностью выборочной модуляции нейтронного потока, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, связанного с фронтом горения.
38. Ядерный реактор по п.37, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью осуществления мониторинга радиационного повреждения материала по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта горения для определения параметра горения, связанного с фронтом горения.
39. Ядерный реактор по п.37, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью осуществления мониторинга глубины выгорания по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта горения для определения параметра горения, связанного с фронтом горения.
40. Ядерный реактор по п.37, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью осуществления мониторинга скорости фронта горения для определения параметра горения, связанного с фронтом горения.
41. Ядерный реактор по п.37, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью осуществления мониторинга ширины фронта горения для определения параметра горения, связанного с фронтом горения.
42. Ядерный реактор по п.37, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью осуществления мониторинга одной или нескольких характеристик, связанных с нейтронным потоком, по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта горения для определения параметра горения, связанного с фронтом горения.
43. Ядерный реактор по п.37, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью осуществления мониторинга радиоактивного излучения по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта горения для определения параметра горения, связанного с фронтом горения.
44. Ядерный реактор по п.37, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью осуществления мониторинга температуры по меньшей мере в одном местоположении, термически вблизи фронта горения для определения параметра горения, связанного с фронтом горения.
45. Ядерный реактор по п.37, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью выборочной модуляции нейтронного потока, по меньшей мере частично, в ответ на процесс управления с обратной связью для выборочной модуляции нейтронного потока, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения.
46. Ядерный реактор по п.37, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью выборочной модуляции нейтронного потока, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, включенного в компьютерный алгоритм.
47. Ядерный реактор по п.46, в котором компьютерный алгоритм содержит большое количество параметров.
48. Ядерный реактор по п.47, в котором один или несколько из большого количества параметров, включенных в компьютерный алгоритм, может быть изменен в ответ на определение параметра горения для выборочной модуляции нейтронного потока, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения.
49. Ядерный реактор по п.37, в котором тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью управления радиационным повреждением одного или нескольких из большого количества конструкционных материалов, в ответ на выборочную модуляцию нейтронного потока.
50. Ядерный реактор деления на бегущей волне, содержащий:
активную зону, выполненную с возможностью создания в ней фронта горения,
по меньшей мере одну тепловыделяющую сборку, расположенную в указанной активной зоне,
взаимодействующий с нейтронами материал, расположенный в указанной тепловыделяющей сборке, и
систему управления, выполненную с возможностью управления размещением взаимодействующего с нейтронами материала в ответ на параметр, связанный с фронтом горения.
51. Ядерный реактор по п.50, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью излучения нейтронного потока.
52. Ядерный реактор по п.50, в котором указанный взаимодействующий с нейтронами материал содержит поглотитель нейтронов, выполненный с возможностью размещения в тепловыделяющей сборке ядерного реактора деления.
53. Ядерный реактор по п.52, в котором указанный поглотитель нейтронов выполнен с возможностью изменения своего расположения в тепловыделяющей сборке ядерного реактора деления для модуляции нейтронного потока.
54. Ядерный реактор по п.52, в котором указанная тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью создания фронта горения в местоположении в тепловыделяющей сборке ядерного реактора деления.
55. Ядерный реактор по п.54, в котором указанный поглотитель нейтронов создает поглощение нейтронов относительно местоположения фронта горения в тепловыделяющей сборке ядерного реактора деления.
56. Ядерный реактор по п.50, в котором указанный взаимодействующий с нейтронами материал содержит тепловыделяющий элемент.
57. Ядерный реактор по п.56, в котором указанный тепловыделяющий элемент содержит воспроизводящий материал.
58. Ядерный реактор по п.56, в котором указанный тепловыделяющий элемент содержит расщепляющийся материал.
59. Ядерный реактор по п.56, в котором указанный тепловыделяющий элемент содержит воспроизводящий материал и расщепляющийся материал.
60. Ядерный реактор по п.50, в котором указанный взаимодействующий с нейтронами материал содержит отражатель нейтронов.
61. Ядерный реактор по п.50, в котором указанный взаимодействующий с нейтронами материал содержит поглотитель нейтронов и отражатель нейтронов.
RU2011143460/07A 2009-04-06 2010-04-02 Ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания RU2517359C2 (ru)

Applications Claiming Priority (5)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US12/384,669 US8942338B2 (en) 2009-04-06 2009-04-06 Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein
US12/384,669 2009-04-06
US12/459,591 2009-07-01
US12/459,591 US9281083B2 (en) 2009-04-06 2009-07-01 Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein
PCT/US2010/001004 WO2010147614A1 (en) 2009-04-06 2010-04-02 A traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2011143460A true RU2011143460A (ru) 2013-05-20
RU2517359C2 RU2517359C2 (ru) 2014-05-27

Family

ID=42826183

Family Applications (2)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2011143460/07A RU2517359C2 (ru) 2009-04-06 2010-04-02 Ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания
RU2011143468/07A RU2527425C2 (ru) 2009-04-06 2010-04-02 Ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания

Family Applications After (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2011143468/07A RU2527425C2 (ru) 2009-04-06 2010-04-02 Ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания

Country Status (7)

Country Link
US (2) US9281083B2 (ru)
EP (2) EP2417604A4 (ru)
JP (4) JP6125839B2 (ru)
KR (2) KR101715419B1 (ru)
CN (2) CN102460596A (ru)
RU (2) RU2517359C2 (ru)
WO (2) WO2010147615A1 (ru)

Families Citing this family (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2552648C2 (ru) * 2009-11-02 2015-06-10 ТерраПауэр, ЭлЭлСи Реактор ядерного деления на стоячей волне и способы
US10008294B2 (en) 2009-11-06 2018-06-26 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
JP6025565B2 (ja) * 2009-11-06 2016-11-16 テラパワー， エルエルシー 核分裂反応炉における核燃料アセンブリを移動するための方法及びシステム
US9786392B2 (en) 2009-11-06 2017-10-10 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US9799416B2 (en) 2009-11-06 2017-10-24 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US9922733B2 (en) 2009-11-06 2018-03-20 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
WO2012060880A2 (en) * 2010-11-02 2012-05-10 Searete Llc Standing wave nuclear fission reactor and methods
CN104064228B (zh) * 2014-05-16 2016-03-23 中国核动力研究设计院 行波堆启堆区及行波堆启堆区制造方法
RU2682655C2 (ru) * 2014-08-28 2019-03-20 ТерраПауэр, ЭлЭлСи Устройство увеличения доплеровского коэффициента реактивности
EP3241216B1 (en) 2014-12-31 2020-03-04 TerraPower LLC Flux-shifting reactivity control system
CN104926304B (zh) * 2015-06-23 2017-11-07 山东大学 一种氧化钆陶瓷及其制备方法
CN105427898B (zh) * 2015-12-09 2017-09-12 中国原子能科学研究院 一种多分区模式的行波式焚烧长寿命堆芯
CN107578825A (zh) * 2017-09-19 2018-01-12 中广核研究院有限公司 反应堆堆芯结构及其启停堆控制方式
CN107977504B (zh) * 2017-11-28 2021-03-16 广东核电合营有限公司 一种非对称堆芯燃料管理计算方法、装置及终端设备
CN109086506B (zh) * 2018-07-20 2020-08-28 西安交通大学 一种适用于液态燃料熔盐堆的燃耗分析计算方法
CN109273119B (zh) * 2018-09-13 2022-02-11 中国核动力研究设计院 在临界装置上测量大反应性时优化中子探测器位置的方法
GB202014182D0 (en) * 2020-09-09 2020-10-21 Scott Ian Richard Nuclear reactor passive reactivity control system

Family Cites Families (43)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3172818A (en) 1965-03-09 Heterogeneous nuclear reactors
US3093569A (en) 1958-05-23 1963-06-11 Richard F Post Traveling wave pyrotron
US3105036A (en) * 1961-09-05 1963-09-24 Karl H Puechl Pressurized water reactor core with plutonium burnup
DE1249413B (ru) 1963-04-24 1900-01-01
US3322664A (en) * 1964-06-26 1967-05-30 Chevron Res Method of removing calcium sulfate from a hydrocarbon feed stock
US3322644A (en) 1964-07-22 1967-05-30 Physies Internat Company Core element for a breeder nuclear reactor
US3309284A (en) 1965-03-16 1967-03-14 Lockheed Aircraft Corp Method and means for controlling reactivity within a nuclear reactor
US3406093A (en) 1966-04-12 1968-10-15 Euratom Control rod system for nuclear power excursion reactors
JPS5034191B1 (ru) * 1968-04-17 1975-11-06
US3799839A (en) 1971-01-07 1974-03-26 Gen Electric Reactivity and power distribution control of nuclear reactor
US3906469A (en) 1973-06-12 1975-09-16 Combustion Eng Magnetic-electric position sensor
US3836977A (en) 1973-06-25 1974-09-17 Hazeltine Corp Antenna system having a reflector with a substantially open construction
JPS5034191A (ru) 1973-07-30 1975-04-02
US4097330A (en) * 1977-01-10 1978-06-27 General Electric Company Instrumentation assembly for nuclear reactor
US4113563A (en) * 1976-01-06 1978-09-12 Westinghouse Electric Corp. Fuel arrangement for high temperature gas cooled reactor
JPS603585A (ja) 1983-06-22 1985-01-09 株式会社日立製作所 高速増殖炉
US4759896A (en) * 1984-10-31 1988-07-26 Westinghouse Electric Corp. Method and apparatus for improving flux reduction factors
JPS61129594A (ja) 1984-11-28 1986-06-17 株式会社日立製作所 軽水減速型原子炉
US4704248A (en) * 1984-12-18 1987-11-03 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy High performance fuel element with end seal
US4711756A (en) 1985-08-08 1987-12-08 Westinghouse Electric Corp. Control rod displacement
CN85108302A (zh) 1985-11-11 1987-05-20 河南师范大学 铝膜玻璃保温瓶瓶胆及其铝膜的制备
FR2614461B1 (fr) 1987-04-24 1989-06-09 Commissariat Energie Atomique Procede de controle d'un reacteur nucleaire
US4867057A (en) 1987-10-21 1989-09-19 American Greetings Corporation Method and apparatus for simultaneously hot stamping and embossing sheet-like stock material such as paper
US5045275A (en) 1989-05-16 1991-09-03 The Georgia Tech Research Corporation Gaseous reactor control system
DE4121103C2 (de) * 1990-06-26 1996-04-25 Toshiba Kawasaki Kk Kernreaktor-Steuerstab
US5420897A (en) 1992-07-30 1995-05-30 Kabushiki Kaisha Toshiba Fast reactor having reflector control system
JP3126524B2 (ja) * 1992-12-03 2001-01-22 財団法人電力中央研究所 高速増殖炉
JP3094778B2 (ja) 1994-03-18 2000-10-03 株式会社日立製作所 軽水炉用燃料集合体とそれに用いられる部品及び合金並びに製造法
RU2077742C1 (ru) 1995-07-13 1997-04-20 Государственное предприятие "Московский завод полиметаллов" Поглотитель нейтронов активной зоны водо-водяного ядерного реактора
US5719912A (en) 1996-03-14 1998-02-17 General Electric Company Control rod for a nuclear reactor
RU2107957C1 (ru) 1996-06-06 1998-03-27 Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина Поглотитель нейтронов ядерного реактора
RU2119199C1 (ru) 1997-07-25 1998-09-20 Государственный научный центр Российской Федерации "Научно-исследовательский институт атомных реакторов" Поглощающий сердечник органа регулирования атомного реактора
RU2142654C1 (ru) 1998-07-10 1999-12-10 Государственное предприятие Московский завод полиметаллов Нейтронопоглощающий материал
FR2790587B1 (fr) 1999-03-03 2004-02-13 Commissariat Energie Atomique Materiau absorbant neutronique a base de carbure de bore et de hafnium et procede de fabrication de ce materiau
US7158127B1 (en) * 2000-09-28 2007-01-02 Rockwell Automation Technologies, Inc. Raster engine with hardware cursor
US6968454B2 (en) * 2001-12-27 2005-11-22 Quicksilver Technology, Inc. Apparatus, method and system for generating a unique hardware adaptation inseparable from correspondingly unique content
US20050069075A1 (en) 2003-06-04 2005-03-31 D.B.I. Century Fuels And Aerospace Services, Inc. Reactor tray vertical geometry with vitrified waste control
RU2287193C2 (ru) 2003-12-17 2006-11-10 Виктор Иванович Ряховских Регулирующий стержень ядерного реактора
US7224761B2 (en) 2004-11-19 2007-05-29 Westinghouse Electric Co. Llc Method and algorithm for searching and optimizing nuclear reactor core loading patterns
US20080123797A1 (en) 2006-11-28 2008-05-29 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Automated nuclear power reactor for long-term operation
US9230695B2 (en) * 2006-11-28 2016-01-05 Terrapower, Llc Nuclear fission igniter
US20080123795A1 (en) 2006-11-28 2008-05-29 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Controllable long term operation of a nuclear reactor
US20080171498A1 (en) 2007-01-12 2008-07-17 Dennis David Woods Grinding Assemblies for use with Handheld Power Tools

Also Published As

Publication number Publication date
US20100254502A1 (en) 2010-10-07
US10186333B2 (en) 2019-01-22
EP2417604A4 (en) 2013-01-09
JP2012523008A (ja) 2012-09-27
CN102804282B (zh) 2015-11-25
WO2010147615A1 (en) 2010-12-23
US20160196883A1 (en) 2016-07-07
KR101887240B1 (ko) 2018-08-09
KR20120006533A (ko) 2012-01-18
KR101715419B1 (ko) 2017-03-10
RU2527425C2 (ru) 2014-08-27
US9281083B2 (en) 2016-03-08
EP2417605A4 (en) 2013-01-09
RU2011143468A (ru) 2013-05-20
CN102460596A (zh) 2012-05-16
CN102804282A (zh) 2012-11-28
WO2010147614A1 (en) 2010-12-23
KR20120023636A (ko) 2012-03-13
JP2016128829A (ja) 2016-07-14
JP6125840B2 (ja) 2017-05-10
JP2016128828A (ja) 2016-07-14
EP2417605A1 (en) 2012-02-15
EP2417604A1 (en) 2012-02-15
RU2517359C2 (ru) 2014-05-27
JP2012523007A (ja) 2012-09-27
JP6125839B2 (ja) 2017-05-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2011143460A (ru) Ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания
US8942338B2 (en) Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein
RU2012120921A (ru) Система и способы регулирования реактивности в реакторе ядерного деления
TWI654619B (zh) 核反應爐注量率減少系統
Galahom Investigate the possibility of burning weapon-grade plutonium using a concentric rods BS assembly of VVER-1200
Zheng et al. Minor actinide transmutation in a board type sodium cooled breed and burn reactor core
KR20220145926A (ko) 도플러 반응도 증대 장치
Wallenius et al. Application of burnable absorbers in an accelerator-driven system
RU2013135377A (ru) Способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством изотопа 233u
Rabir et al. The neutronics effect of TRISO duplex fuel packing fractions and their comparison with homogeneous thorium‐uranium fuel
JP4351938B2 (ja) 原子炉
KR20140096807A (ko) 원자력발전소 사용후핵연료를 이용한 초장주기 고속로
KR20190086888A (ko) 토륨 기반 열외중성자로 노심 및 이를 구비한 원자로
Kuntjoro et al. Fuel burn-up and radioactivity inventory analysis for new in-core fuel management of the RSG-GAS research reactor
Şahin et al. Large‐scale energy production with thorium in a typical heavy‐water reactor using high‐grade plutonium as driver fuel
Trianti et al. Neutronic Performance of Small Long-Life Boiling Water Reactor Using Thorium as Fuel and the Addition of Protactinium as Burnable Poisons
Bays et al. An axially heterogeneous sodium-cooled fast reactor designed to transmute minor actinides
Mustafa et al. Utilizing even Plutonium Isotopes as burnable absorbers for controlling the reactivity and power distribution in Pressurized Water Reactors
Bruna et al. Uncertainty analysis and optimization studies on the Deep-Burner-Modular Helium Reactor (DB-MHR) for actinide incineration
Lafuente On the potential use of F2Be-molten-salt for hybrid reactors
Seo et al. Preliminary Nuclear Analysis for the HANARO Fuel Element with Burnable Absorber
JPH05119178A (ja) 高速炉
Piet et al. Implications of Fast Reactor Transuranic Conversion Ratio
Shiraki et al. Evaluation of the shielding design around the reactor core in the prototype FBR Monju
JPH06201876A (ja) 原子炉の炉心構造

Legal Events

Date Code Title Description
PC41 Official registration of the transfer of exclusive right

Effective date: 20150122