RU2011143970A - Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления и система, выполненные с возможностью управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления и тепла, высвобождаемого волной горения в ядерном реакторе деления на бегущей волне, и связанный с ними способ - Google Patents
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления и система, выполненные с возможностью управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления и тепла, высвобождаемого волной горения в ядерном реакторе деления на бегущей волне, и связанный с ними способ Download PDFInfo
- Publication number
- RU2011143970A RU2011143970A RU2011143970/07A RU2011143970A RU2011143970A RU 2011143970 A RU2011143970 A RU 2011143970A RU 2011143970/07 A RU2011143970/07 A RU 2011143970/07A RU 2011143970 A RU2011143970 A RU 2011143970A RU 2011143970 A RU2011143970 A RU 2011143970A
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- nuclear
- fission reactor
- fuel assembly
- nuclear fission
- reactor according
- Prior art date
Links
Classifications
-
- 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
- G21C3/044—Fuel elements with porous or capillary structure
-
- 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
- G21C3/22—Fuel elements with fissile or breeder material in contact with coolant
-
- 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
- G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
- G21C21/02—Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings
-
- 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
- G21C3/041—Means for removal of gases from fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/3213—Means for the storage or removal of fission gases
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
-
- 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)
- Manufacturing & Machinery (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
1. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления, выполненная с возможностью управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления, высвобождаемых волной горения в ядерном реакторе деления на бегущей волне, содержащаякожух, выполненный с возможностью вмещения пористой массы ядерного топлива, и подузел управления текучей средой, соединенный с указанным кожухом и выполненный с возможностью управления удалением по меньшей мере части летучих продуктов ядерного деления из пористой массы ядерного топлива.2. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, дополнительно содержащая блок управления, выполненный с возможностью управления работой указанного подузла управления текучей средой.3. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.2, в которой блок управления выполнен с обеспечением возможности управляемого высвобождения летучих продуктов ядерного деления в ответ на уровень мощности в ядерном реакторе деления на бегущей волне.4. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.2, в которой блок управления выполнен с обеспечением возможности управляемого высвобождения летучих продуктов ядерного деления в ответ на уровень нейтронной заселенности в ядерном реакторе деления на бегущей волне.5. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.2, в которой блок управления выполнен с обеспечением возможности управляемого высвобождения летучих продуктов ядерного деления в ответ на давление летучих продуктов ядерного деления в ядерном реакторе деления на бегущей волне.6. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.2, в которой блок управления выполнен с обеспечен
Claims (38)
1. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления, выполненная с возможностью управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления, высвобождаемых волной горения в ядерном реакторе деления на бегущей волне, содержащая
кожух, выполненный с возможностью вмещения пористой массы ядерного топлива, и подузел управления текучей средой, соединенный с указанным кожухом и выполненный с возможностью управления удалением по меньшей мере части летучих продуктов ядерного деления из пористой массы ядерного топлива.
2. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, дополнительно содержащая блок управления, выполненный с возможностью управления работой указанного подузла управления текучей средой.
3. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.2, в которой блок управления выполнен с обеспечением возможности управляемого высвобождения летучих продуктов ядерного деления в ответ на уровень мощности в ядерном реакторе деления на бегущей волне.
4. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.2, в которой блок управления выполнен с обеспечением возможности управляемого высвобождения летучих продуктов ядерного деления в ответ на уровень нейтронной заселенности в ядерном реакторе деления на бегущей волне.
5. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.2, в которой блок управления выполнен с обеспечением возможности управляемого высвобождения летучих продуктов ядерного деления в ответ на давление летучих продуктов ядерного деления в ядерном реакторе деления на бегущей волне.
6. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.2, в которой блок управления выполнен с обеспечением возможности управляемого высвобождения летучих продуктов ядерного деления в ответ на временной график, связанный с ядерным реактором деления на бегущей волне.
7. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.2, в которой блок управления выполнен с обеспечением возможности управляемого высвобождения летучих продуктов ядерного деления в ответ на количество времени, в течение которого работает ядерный реактор деления на бегущей волне.
8. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, в которой подузел управления текучей средой выполнен с обеспечением возможности управляемого высвобождения летучих продуктов ядерного деления в ответ на положение волны горения в ядерном реакторе деления на бегущей волне.
9. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, в которой кожух вмещает пористую массу ядерного топлива.
10. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, в которой кожух выполнен с возможностью вмещения расщепляющегося материала, формирующего пористую массу ядерного топлива.
11. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, в которой кожух выполнен с возможностью вмещения воспроизводящего материала, формирующего пористую массу ядерного топлива.
12. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, в которой кожух выполнен с возможностью вмещения смеси расщепляющегося и воспроизводящего материала, формирующих пористую массу ядерного топлива.
13. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, в которой кожух выполнен с возможностью вмещения пористой массы ядерного топлива, ограничивающей большое количество каналов.
14. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.13, в которой кожух выполнен с возможностью вмещения пористой массы ядерного топлива с большим количеством частиц, ограничивающих большое количество каналов между ними.
15. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, в которой кожух выполнен с возможностью вмещения пористой массы ядерного топлива, имеющей большое количество пор, причем по меньшей мере некоторые из большого количества пор имеют заданную конфигурацию для обеспечения возможности выпуска по меньшей мере части летучих продуктов ядерного деления из пор массы ядерного топлива в течение заданного времени отклика.
16. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, в которой кожух выполнен с возможностью вмещения пористой массы ядерного топлива, имеющей большое количество пор, для обеспечения возможности выпуска по меньшей мере части летучих продуктов ядерного деления в течение заданного времени отклика между приблизительно 10 секундами и приблизительно 1000 секундами.
17. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, в которой кожух выполнен с возможностью вмещения пористой массы ядерного топлива, имеющей большое количество пор, для обеспечения возможности выпуска по меньшей мере части летучих продуктов ядерного деления в течение заданного времени отклика между приблизительно одной секундой и приблизительно 10000 секундами.
18. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, в которой кожух выполнен с возможностью герметичного вмещения пористой массы ядерного топлива, имеющей цилиндрическую форму.
19. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, в которой кожух выполнен с возможностью герметичного вмещения пористой массы ядерного топлива, имеющей многоугольную форму.
20. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, в которой кожух выполнен с возможностью вмещения пористой массы ядерного топлива, имеющей большое количество пор для получения летучих продуктов ядерного деления, высвобождаемых волной горения в ядерном реакторе деления на бегущей волне.
21. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, в которой кожух выполнен с возможностью вмещения пористой массы ядерного топлива, имеющей большое количество пор для переноса летучих продуктов ядерного деления через пористую массу ядерного топлива.
22. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, дополнительно содержащая резервуар, соединенный с указанным подузлом управления текучей средой и предназначенный для получения летучих продуктов ядерного деления.
23. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, в которой подузел управления текучей средой выполнен с возможностью циркуляции удаляющей продукты ядерного деления текучей среды через пористую массу ядерного топлива, в результате чего по меньшей мере часть летучих продуктов ядерного деления удаляется из пористой массы ядерного топлива, в то время как указанный подузел управления текучей средой циркулирует удаляющую продукты ядерного деления текучую среду через пористую массу ядерного топлива.
24. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.23, в которой подузел управления текучей средой содержит входной подузел для подачи удаляющей продукты ядерного деления текучей среды в пористую массу ядерного топлива.
25. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.23, в которой подузел управления текучей средой содержит выходной подузел для удаления удаляющей продукты ядерного деления текучей среды из пористой массы ядерного топлива.
26. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.23, дополнительно содержащая резервуар, соединенный с указанным подузлом управления текучей средой и предназначенный для приема удаляющей продукты ядерного деления текучей среды.
27. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.23, дополнительно содержащая резервуар, соединенный с указанным подузлом управления текучей средой и предназначенный для подачи удаляющей продукты ядерного деления текучей среды.
28. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, в которой пористая масса ядерного топлива ограничивает большое количество пор, причем указанный подузел управления текучей средой выполнен с возможностью циркуляции газа через поры пористой массы ядерного топлива.
29. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, в которой пористая масса ядерного топлива ограничивает большое количество пор, причем указанный подузел управления текучей средой выполнен с возможностью циркуляции жидкости через поры пористой массы ядерного топлива.
30. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, в которой подузел управления текучей средой содержит насос.
31. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, дополнительно содержащая насос, интегрально соединенный с указанным подузлом управления текучей средой для перекачки текучей среды из подузла управления текучей средой в пористую массу ядерного топлива.
32. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, дополнительно содержащая клапан, расположенный между указанным кожухом и указанным подузлом управления текучей средой и предназначенный для управления потоком текучей среды между ними.
33. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.32, в которой указанный клапан содержит клапан предотвращения обратного потока.
34. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, в которой подузел управления текучей средой содержит клапан.
35. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, в которой подузел управления текучей средой содержит барьер, выполненный с возможностью управляемого разрушения.
36. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.35, в которой указанный барьер разрушается при заранее заданном давлении.
37. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.35, в которой указанный барьер разрушается в результате действия оператора.
38. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления по п.1, дополнительно содержащая барьер, выполненный с возможностью управляемого разрушения и расположенный между кожухом и подузлом управления текучей средой.
Applications Claiming Priority (9)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US12/386,524 | 2009-04-16 | ||
| US12/386,524 US9443623B2 (en) | 2009-04-16 | 2009-04-16 | Nuclear fission reactor fuel assembly and system configured for controlled removal of a volatile fission product and heat released by a burn wave in a traveling wave nuclear fission reactor and method for same |
| US12/459,857 US9159461B2 (en) | 2009-04-16 | 2009-07-07 | Nuclear fission reactor fuel assembly and system configured for controlled removal of a volatile fission product |
| US12/459,856 US9659673B2 (en) | 2009-04-16 | 2009-07-07 | Nuclear fission reactor fuel assembly and system configured for controlled removal of a volatile fission product and heat released by a burn wave in a traveling wave nuclear fission reactor and method for same |
| US12/459,856 | 2009-07-07 | ||
| US12/459,855 US9704604B2 (en) | 2009-04-16 | 2009-07-07 | Nuclear fission reactor fuel assembly and system configured for controlled removal of a volatile fission product and heat released by a burn wave in a traveling wave nuclear fission reactor and method for same |
| US12/459,855 | 2009-07-07 | ||
| US12/459,857 | 2009-07-07 | ||
| PCT/US2010/001122 WO2010129009A2 (en) | 2009-04-16 | 2010-04-16 | A nuclear fission reactor fuel assembly and system configured for controlled removal of a volatile fission product and heat released by a burn wave in a traveling wave nuclear fission reactor and method for same |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2011143970A true RU2011143970A (ru) | 2013-05-27 |
| RU2536181C2 RU2536181C2 (ru) | 2014-12-20 |
Family
ID=43050322
Family Applications (4)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2011143969/07A RU2530751C2 (ru) | 2009-04-16 | 2010-04-16 | Способ управления работой тепловыделяющей сборки ядерного реактора деления и способ управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления |
| RU2011143978/07A RU2537853C2 (ru) | 2009-04-16 | 2010-04-16 | Ядерный реактор деления с удалением летучего продукта ядерного деления |
| RU2011143979/07A RU2537505C2 (ru) | 2009-04-16 | 2010-04-16 | Управляемое удаление летучего продукта ядерного деления и тепла, высвобождаемого волной горения |
| RU2011143970/07A RU2536181C2 (ru) | 2009-04-16 | 2010-04-16 | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления, выполненная с возможностью управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления и тепла, высвобождаемого волной горения в ядерном реакторе деления на бегущей волне |
Family Applications Before (3)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2011143969/07A RU2530751C2 (ru) | 2009-04-16 | 2010-04-16 | Способ управления работой тепловыделяющей сборки ядерного реактора деления и способ управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления |
| RU2011143978/07A RU2537853C2 (ru) | 2009-04-16 | 2010-04-16 | Ядерный реактор деления с удалением летучего продукта ядерного деления |
| RU2011143979/07A RU2537505C2 (ru) | 2009-04-16 | 2010-04-16 | Управляемое удаление летучего продукта ядерного деления и тепла, высвобождаемого волной горения |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (4) | EP2419904A4 (ru) |
| JP (4) | JP2012524266A (ru) |
| KR (4) | KR20110138285A (ru) |
| CN (3) | CN102460590B (ru) |
| RU (4) | RU2530751C2 (ru) |
| WO (4) | WO2010129012A2 (ru) |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9424376B2 (en) | 2011-11-18 | 2016-08-23 | Terrapower, Llc | Enhanced neutronics systems |
| JP2017505501A (ja) | 2014-01-27 | 2017-02-16 | テラパワー， エルエルシー | 燃料要素の変形のためのモデル化 |
| KR102478329B1 (ko) * | 2014-12-31 | 2022-12-15 | 테라파워, 엘엘씨 | 플럭스-이동 반응성 제어 시스템 |
| RU179703U1 (ru) * | 2017-03-28 | 2018-05-25 | Андрей Александрович Виноградов | Шаровая тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
| CN110598303B (zh) * | 2019-09-06 | 2021-01-15 | 西安交通大学 | 建立堵流条件下快中子反应堆燃料组件网格模型的方法 |
| KR102395651B1 (ko) | 2021-08-25 | 2022-05-09 | 주식회사 덴오믹스 | 구강질환 유발 세균 검출용 조성물 내지 이의 용도 |
Family Cites Families (28)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| NL112156C (ru) * | 1956-08-07 | |||
| US3039948A (en) * | 1958-03-14 | 1962-06-19 | Krucoff Darwin | Nuclear reactor with powdered fuel |
| NL289486A (ru) * | 1963-02-26 | |||
| US3322644A (en) * | 1964-07-22 | 1967-05-30 | Physies Internat Company | Core element for a breeder nuclear reactor |
| FR1552306A (ru) * | 1966-12-23 | 1969-01-03 | ||
| US3459635A (en) * | 1966-12-29 | 1969-08-05 | Combustion Eng | Containment pressure reduction system and radioactivity removal system for nuclear reactor installations |
| US3573168A (en) * | 1967-05-16 | 1971-03-30 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear fuel venting elements for the discharge of fission gases |
| US3976542A (en) * | 1969-10-03 | 1976-08-24 | General Atomic Company | Fuel element having variable orifice |
| DE2049573A1 (de) * | 1970-10-09 | 1972-06-15 | Nukem Gmbh | Kernbrennstoff aus Uran-Plutonium-Karbid bzw. Uran-Plutonium-Nitrid |
| US4012490A (en) * | 1972-07-25 | 1977-03-15 | Airco, Inc. | Removing radioactive noble gases from nuclear process off-gases |
| JPS5310237B2 (ru) * | 1973-02-21 | 1978-04-12 | ||
| US4330367A (en) * | 1973-05-22 | 1982-05-18 | Combustion Engineering, Inc. | System and process for the control of a nuclear power system |
| US3964964A (en) * | 1974-10-15 | 1976-06-22 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Identification of failed fuel element |
| US4093429A (en) * | 1975-12-19 | 1978-06-06 | General Electric Company | Gas separation system |
| US4285891A (en) | 1979-12-31 | 1981-08-25 | Exxon Nuclear, Inc. | Method of removing fission gases from irradiated fuel |
| GB2163888B (en) * | 1984-08-30 | 1988-06-22 | Atomic Energy Authority Uk | Fission gas plenum chamber for nuclear fuel element sub-assembly |
| FR2683373B1 (fr) | 1991-10-31 | 1994-03-04 | Pechiney Uranium | Elements combustibles nucleaires comportant un piege a produits de fission a base d'oxyde. |
| US6233298B1 (en) * | 1999-01-29 | 2001-05-15 | Adna Corporation | Apparatus for transmutation of nuclear reactor waste |
| 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 |
| US7846499B2 (en) * | 2004-12-30 | 2010-12-07 | Asm International N.V. | Method of pulsing vapor precursors in an ALD reactor |
| CN101090006B (zh) * | 2006-06-16 | 2010-11-17 | 中国核动力研究设计院 | 板翅型核燃料组件 |
| US8971474B2 (en) * | 2006-11-28 | 2015-03-03 | Terrapower, Llc | Automated nuclear power reactor for long-term operation |
| US7860207B2 (en) | 2006-11-28 | 2010-12-28 | The Invention Science Fund I, Llc | Method and system for providing fuel in a nuclear reactor |
| US9734922B2 (en) * | 2006-11-28 | 2017-08-15 | Terrapower, Llc | System and method for operating a modular nuclear fission deflagration wave reactor |
| US9275759B2 (en) * | 2006-11-28 | 2016-03-01 | Terrapower, Llc | Modular nuclear fission reactor |
| 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 |
| CN101939793B (zh) * | 2007-09-26 | 2014-05-21 | 德尔诺瓦维斯公司 | 一种核反应堆 |
| US9721679B2 (en) * | 2008-04-08 | 2017-08-01 | Terrapower, Llc | Nuclear fission reactor fuel assembly adapted to permit expansion of the nuclear fuel contained therein |
-
2010
- 2010-04-16 JP JP2012505894A patent/JP2012524266A/ja active Pending
- 2010-04-16 RU RU2011143969/07A patent/RU2530751C2/ru not_active IP Right Cessation
- 2010-04-16 WO PCT/US2010/001127 patent/WO2010129012A2/en active Application Filing
- 2010-04-16 WO PCT/US2010/001157 patent/WO2010132085A2/en active Application Filing
- 2010-04-16 JP JP2012505888A patent/JP2012524265A/ja active Pending
- 2010-04-16 WO PCT/US2010/001123 patent/WO2010129010A1/en active Application Filing
- 2010-04-16 RU RU2011143978/07A patent/RU2537853C2/ru not_active IP Right Cessation
- 2010-04-16 EP EP10772359.5A patent/EP2419904A4/en not_active Ceased
- 2010-04-16 EP EP10775181.0A patent/EP2419906A4/en not_active Withdrawn
- 2010-04-16 EP EP10772357.9A patent/EP2419905A4/en not_active Withdrawn
- 2010-04-16 CN CN201080027022.7A patent/CN102460590B/zh not_active Expired - Fee Related
- 2010-04-16 RU RU2011143979/07A patent/RU2537505C2/ru not_active IP Right Cessation
- 2010-04-16 KR KR1020117027245A patent/KR20110138285A/ko active IP Right Grant
- 2010-04-16 EP EP10772356A patent/EP2419903A2/en not_active Withdrawn
- 2010-04-16 RU RU2011143970/07A patent/RU2536181C2/ru not_active IP Right Cessation
- 2010-04-16 KR KR1020117027247A patent/KR20120018768A/ko active IP Right Grant
- 2010-04-16 CN CN201080027023.1A patent/CN102460593B/zh not_active Expired - Fee Related
- 2010-04-16 KR KR1020117027244A patent/KR101856234B1/ko active IP Right Grant
- 2010-04-16 KR KR1020117027240A patent/KR101700464B1/ko active IP Right Grant
- 2010-04-16 JP JP2012505886A patent/JP2012524264A/ja active Pending
- 2010-04-16 JP JP2012505885A patent/JP2012524263A/ja active Pending
- 2010-04-16 CN CN201080027020.8A patent/CN102460592B/zh not_active Expired - Fee Related
- 2010-04-16 WO PCT/US2010/001122 patent/WO2010129009A2/en active Application Filing
Also Published As
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2011143970A (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления и система, выполненные с возможностью управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления и тепла, высвобождаемого волной горения в ядерном реакторе деления на бегущей волне, и связанный с ними способ | |
| US10950358B2 (en) | PWR decay heat removal system in which steam from the pressurizer drives a turbine which drives a pump to inject water into the reactor pressure vessel | |
| US9773575B2 (en) | Passive filtration of air egressing from nuclear containment | |
| ATE530758T1 (de) | Kraftstofffiltersystem, insbesondere für dieselmotoren | |
| RU2014136060A (ru) | Способ и система для аварийного и резервного охлаждения ядерного топлива и ядерных реакторов | |
| KR20180058704A (ko) | 태양 기원의 열 에너지의 사용을 위한 에너지 효율 고 레벨 장치, 설비 및 방법(energy-efficient high level device, plant and method for the use of thermal energy of solar origin) | |
| JP2019509249A (ja) | 水素発生器 | |
| JP5965996B2 (ja) | 使用済燃料の受動冷却システム | |
| BRPI0508483A (pt) | conjunto de filtro de lìquido de carga superior para uso com agente de tratamento e métodos | |
| CN107507652A (zh) | 一种一体化反应堆的堆芯结构及核反应堆 | |
| CN204022611U (zh) | 生物废水灭活管路系统 | |
| CN106158052A (zh) | 同心球面隔板式球形主容器 | |
| FR2983338B1 (fr) | Procede de traitement de neutrons generes a partir d'un combustible nucleaire epuise. | |
| RU150816U1 (ru) | Система аварийного отвода тепла | |
| WO2019164584A2 (en) | Controlling a nuclear reaction | |
| JP2011128090A (ja) | カリーナサイクルを用いた原子力発電プラント | |
| CN211664721U (zh) | 一种便携式化学制氢系统 | |
| CN207367612U (zh) | 一种用于含有毒物罐核反应堆的堆芯结构及核反应堆 | |
| CN216584508U (zh) | 一种推流溶气泵装置 | |
| Savkin | Development and trials of a technology for reprocessing of NPP liquid radioactive wastes | |
| CN210915537U (zh) | 一种水处理软化膜系统 | |
| CN207418450U (zh) | 一种新型生物污水处理装置 | |
| JP2015114203A (ja) | アニュラス空気浄化装置及び原子力発電プラント | |
| CN103089665A (zh) | 一种改进的水环式真空泵供水装置 | |
| CN204828736U (zh) | 一种节能断水阀 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PC41 | Official registration of the transfer of exclusive right |
Effective date: 20150331 |
|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20190417 |