RU2011143468A - 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
RU2011143468A
RU2011143468A RU2011143468/07A RU2011143468A RU2011143468A RU 2011143468 A RU2011143468 A RU 2011143468A RU 2011143468/07 A RU2011143468/07 A RU 2011143468/07A RU 2011143468 A RU2011143468 A RU 2011143468A RU 2011143468 A RU2011143468 A RU 2011143468A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
neutron
combustion front
combustion
value
location
Prior art date
Application number
RU2011143468/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2527425C2 (ru
Inventor
Чарльз Е. АХЛФЕЛЬД
Джон Роджерс ДЖИЛЛЭНД
Родерик А. Хайд
Мюриэл У. ИШИКАВА
Дэвид Г. МАКАЛИС
Натан П. МИРВОЛЬД
Чарльз Уитмер
Лоуэлл Л. ВУД Младший
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 RU2011143468A publication Critical patent/RU2011143468A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2527425C2 publication Critical patent/RU2527425C2/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. Способ управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения потока нейтронов, включающий модуляцию нейтронного потока, излучаемого указанным ядерным реактором.2. Способ управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения потока нейтронов, включающий модуляцию нейтронного потока, излучаемого указанным ядерным реактором, причем поток нейтронов определяет фронт горения.3. Способ по п.2, в котором дополнительно достигают заданного значения глубины выгорания.4. Способ по п.2, в котором дополнительно достигают значение глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже него.5. Способ по п.4, в котором при достижении значения глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже него также управляют количеством поглотителей нейтронов в местоположении позади фронта горения.6. Способ по п.4, в котором при достижении значения глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже него также управляют количеством поглотителя нейтронов в нескольких местоположениях относительно фронта горения, причем большая часть поглощений нейтронов, вызванная поглотителями нейтронов, происходит в большом количестве местоположений позади фронта горения.7. Способ по п.4, в котором при достижении значения глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже него также управляют количеством отражателей нейтронов в местоположении позади фронта горения.8. Способ по п.7, в котором отражатель нейтронов содержит материал, выбранный и�

Claims (52)

1. Способ управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения потока нейтронов, включающий модуляцию нейтронного потока, излучаемого указанным ядерным реактором.
2. Способ управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения потока нейтронов, включающий модуляцию нейтронного потока, излучаемого указанным ядерным реактором, причем поток нейтронов определяет фронт горения.
3. Способ по п.2, в котором дополнительно достигают заданного значения глубины выгорания.
4. Способ по п.2, в котором дополнительно достигают значение глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже него.
5. Способ по п.4, в котором при достижении значения глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже него также управляют количеством поглотителей нейтронов в местоположении позади фронта горения.
6. Способ по п.4, в котором при достижении значения глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже него также управляют количеством поглотителя нейтронов в нескольких местоположениях относительно фронта горения, причем большая часть поглощений нейтронов, вызванная поглотителями нейтронов, происходит в большом количестве местоположений позади фронта горения.
7. Способ по п.4, в котором при достижении значения глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже него также управляют количеством отражателей нейтронов в местоположении позади фронта горения.
8. Способ по п.7, в котором отражатель нейтронов содержит материал, выбранный из бериллия (Be), свинца (Pb), вольфрама (W), ванадия (V), воспроизводящего материала, сплавов стали и их смесей.
9. Способ по п.4, в котором при достижении значения глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже него также управляют количеством отражателей нейтронов, достигающих отражения нейтронов в одном или нескольких местоположениях относительно фронта горения, при этом большая часть отражений нейтронов, вызванная поглотителями нейтронов, происходит в большом количестве местоположений позади фронта горения.
10. Способ по п.4, в котором при достижении значения глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже него также перемещают излучатель нейтронов из первого местоположения позади фронта горения во второе местоположение позади фронта горения.
11. Способ по п.4, в котором при достижении значения глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже него также перемещают излучатель нейтронов из первого местоположения позади фронта горения в другое местоположение вблизи фронта горения.
12. Способ по п.4, в котором при достижении значения глубины выгорания на уровне заданного значения глубины выгорания или ниже него также перемещают излучатель нейтронов из первого местоположения позади фронта горения в другое местоположение перед фронтом горения.
13. Способ по п.2, в котором дополнительно управляют радиационным повреждением одного или нескольких конструктивных материалов в ответ на управление значением глубины выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне.
14. Способ по п.13, в котором при управлении радиационным повреждением также достигают значения радиационного повреждения.
15. Способ по п.13, в котором при управлении радиационным повреждением также достигают значения радиационного повреждения на уровне заданного значения радиационного повреждения или ниже него.
16. Способ по п.15, в котором при достижении значения радиационного повреждения на уровне заданного значения радиационного повреждения или ниже него также перемещают излучатель нейтронов из первого местоположения позади фронта горения во второе местоположение позади фронта горения.
17. Способ по п.15, в котором при достижении значения радиационного повреждения на уровне заданного значения радиационного повреждений или ниже него также перемещают излучатель нейтронов из первого местоположения позади фронта горения в другое местоположение вблизи фронта горения.
18. Способ по п.15, в котором при достижении значения радиационного повреждения на уровне заданного значения радиационного повреждения или ниже него также перемещают излучатель нейтронов из первого местоположения позади фронта горения в другое местоположение спереди фронта горения.
19. Способ по п.15, в котором при достижении значения радиационного повреждения на уровне заданного значения радиационного повреждения или ниже него также управляют количеством поглотителей нейтронов в местоположении позади фронта горения.
20. Способ по п.15, в котором при достижении значения радиационного повреждения на уровне заданного значения радиационного повреждения или ниже него также управляют количеством поглотителей нейтронов, достигая поглощения нейтронов в нескольких местоположениях относительно фронта горения, причем большая часть поглощения нейтронов, вызванная поглотителями нейтронов, происходит в нескольких местоположениях позади фронта горения.
21. Способ по п.15, в котором при достижении значения радиационного повреждения на уровне заданного значения радиационного повреждения или ниже него также управляют количеством поглотителей нейтронов в местоположении позади фронта горения.
22. Способ по п.15, в котором при достижении значения радиационного повреждения на уровне заданного значения радиационного повреждения или ниже него также управляют количеством отражателей нейтронов, достигая отражения нейтронов в нескольких местоположениях относительно фронта горения, при этом большая часть поглощения нейтронов, вызванная поглотителями нейтронов, происходит в нескольких местоположениях позади фронта горения.
23. Способ управления глубиной выгорания в ядерном реакторе деления на бегущей волне, выполненном с возможностью излучения потока нейтронов, включающий модуляцию нейтронного потока, излучаемого указанным ядерным реактором, причем поток нейтронов определяет фронт горения, при этом при модуляции потока нейтронов, испускаемых указанным ядерным реактором, также выборочно модулируют нейтронный поток в местоположении относительно фронта горения.
24. Способ по п.23, в котором при выборочной модуляции нейтронного потока в местоположении относительно фронта горения также выборочно модулируют нейтронный поток в местоположении позади фронта горения.
25. Способ по п.23, в котором при выборочной модуляции нейтронного потока в местоположении относительно фронта горения также выборочно модулируют нейтронный поток в большом количестве местоположений относительно фронта горения, причем величина модуляции в большом количестве местоположений относительно фронта горения регулируется пространственным профилем.
26. Способ по п.25, в котором пространственный профиль симметричен относительно фронта горения.
27. Способ по п.25, в котором пространственный профиль асимметричен относительно фронта горения.
28. Способ по п.25, в котором пространственный профиль имеет наклон, имеющий крутую часть, причем крутая часть наклона пространственного профиля происходит в местоположении позади фронта горения.
29. Способ по п.23, в котором при выборочной модуляции нейтронного потока в местоположении относительно фронта горения также выборочно модулируют нейтронный поток в местоположении относительно фронта горения так, что большая часть модуляции нейтронного потока происходит в большом количестве местоположений позади фронта горения.
30. Способ по п.23, в котором при выборочной модуляции нейтронного потока в местоположении относительно фронта горения также выборочно поглощают часть нейтронного потока в местоположении относительно фронта горения.
31. Способ по п.23, в котором при выборочной модуляции нейтронного потока в местоположении относительно фронта горения также управляют количеством поглотителей нейтронов в местоположении относительно фронта горения.
32. Способ по п.31, в котором поглотитель нейтронов содержит материал, выбранный из лития, серебра, индия, кадмия, бора, кобальта, гафния, диспрозия, гадолиния, самария, эрбия, европия и их смесей.
33. Способ по п.31, 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.
34. Способ по п.23, в котором при выборочной модуляции нейтронного потока в местоположении относительно фронта горения также управляют количеством взаимодействующего с нейтронами материала в местоположении относительно фронта горения.
35. Способ по п.34, в котором при управлении количеством взаимодействующего с нейтронами материала в местоположении относительно фронта горения также управляют количеством излучателей нейтронов в местоположении относительно фронта горения.
36. Способ по п.35, в котором излучатель нейтронов содержит расщепляющийся изотоп.
37. Способ по п.35, в котором излучатель нейтронов содержит воспроизводящий изотоп.
38. Способ по п.35, в котором излучатель нейтронов содержит элемент, способный испытывать бета-распад, чтобы стать расщепляющимся изотопом.
39. Способ по п.34, в котором при управлении количеством взаимодействующего с нейтронами материала в местоположении относительно фронта горения также управляют количеством отражателей нейтронов в местоположении относительно фронта горения.
40. Способ по п.23, в котором дополнительно определяют параметр горения, связанный с фронтом горения и выборочно модулируют нейтронный поток, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, связанного с фронтом горения.
41. Способ по п.40, в котором при определении параметра горения, связанного с фронтом горения, также контролируют радиационное повреждение материала, по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта горения.
42. Способ по п.40, в котором при определении параметра горения, связанного с фронтом горения, также контролируют значение глубины выгорания, по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта горения.
43. Способ по п.40, в котором при определении параметра горения, связанного с фронтом горения, также контролируют скорость фронта горения.
44. Способ по п.40, в котором при определении параметра горения, связанного с фронтом горения, также контролируют ширину фронта горения.
45. Способ по п.40, в котором при определении параметра горения, связанного с фронтом горения, также контролируют одну или нескольких характеристик, связанных с нейтронным потоком, по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта горения.
46. Способ по п.40, в котором при определении параметра горения, связанного с фронтом горения, также контролируют радиоактивное излучение по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта горения.
47. Способ по п.40, в котором при определении параметра горения, связанного с фронтом горения, также контролируют температуру по меньшей мере в одном местоположении вблизи фронта горения.
48. Способ по п.40, в котором при выборочной модуляции нейтронного потока, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения также выборочно модулируют нейтронный поток, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения в ответ на процесс управления с обратной связью.
49. Способ по п.40, в котором при выборочной модуляции нейтронного потока, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения также выборочно модулируют нейтронный поток, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, по меньшей мере частично в ответ на компьютерный алгоритм.
50. Способ по п.49, в котором компьютерный алгоритм содержит большое количество параметров.
51. Способ по п.50, в котором при выборочной модуляции нейтронного потока, по меньшей мере частично, в ответ на определение параметра горения, в ответ на компьютерный алгоритм, включающий в себя большое количество параметров, также изменяют один или несколько из большого количества параметров компьютерного алгоритма в ответ на определение параметра горения.
52. Способ по п.40, в котором дополнительно управляют радиационным повреждением одного или нескольких из большого количества конструкционных материалов в ответ на выборочную модуляцию нейтронного потока.
RU2011143468/07A 2009-04-06 2010-04-02 Ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания RU2527425C2 (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/US2010/001006 WO2010147615A1 (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
RU2011143468A true RU2011143468A (ru) 2013-05-20
RU2527425C2 RU2527425C2 (ru) 2014-08-27

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 Before (1)

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

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
CN102460596A (zh) 2012-05-16
CN102804282A (zh) 2012-11-28
WO2010147614A1 (en) 2010-12-23
RU2011143460A (ru) 2013-05-20
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
RU2011143468A (ru) Ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания
Moyer et al. Edge localized mode control with an edge resonant magnetic perturbation
Kopeikin Flux and spectrum of reactor antineutrinos
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
Ruziyeva et al. COMPARATIVE ANALYSIS OF METHODS FOR MEASURING BURNUP OF SPENT FUEL ASSEMBLIES BETI
RU2013135377A (ru) Способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством изотопа 233u
Iwasaki A study of transmutation of minor-actinide in a thermal neutron field of the advanced neutron source
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
Žerovnik et al. Optimization of spent nuclear fuel filling in canisters for deep repository
Khotiaintseva et al. CALCULATION OF RADIATION FIELDS IN THE VVER-1000 CONCRETE BIOLOGICAL SHIELD USING MONTE CARLO CODE SERPENT a.
Koshcheev et al. Verification of neutron data for main reactor materials from RUSFOND library based on integral experiments
Koshcheev et al. Testing of neutron data for Fe, Cr, Ni based on integral experiments
JPS6082885A (ja) 原子炉用制御棒
Sunil Radiological safety aspects of an accelerator driven system
Guenay Investigation of neutronic effects in structural material of a hybrid reactor by using the MCNPX Monte Carlo transport code
JPH02222869A (ja) 原子炉炉心
Dighe et al. Characterisation of delayed gammas for detection of U-235 in nuclear waste barrels
Bruna et al. Uncertainty analysis and optimization studies on the Deep-Burner-Modular Helium Reactor (DB-MHR) for actinide incineration
Bays et al. An axially heterogeneous sodium-cooled fast reactor designed to transmute minor actinides
Chang ATR LEU fuel and burnable absorber neutronics performance optimization by fuel meat thickness variation
Shiraki et al. Evaluation of the shielding design around the reactor core in the prototype FBR Monju
Fridström Response of the Gamma TIP Detectorsin a Nuclear Boiling Water Reactor
Chang et al. Advanced Test Reactor LEU Fuel Conversion Feasibility Study (2006 Annual Report)

Legal Events

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

Effective date: 20150429