RU2012120916A - Способы и системы для перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе - Google Patents

Способы и системы для перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе Download PDF

Info

Publication number
RU2012120916A
RU2012120916A RU2012120916/07A RU2012120916A RU2012120916A RU 2012120916 A RU2012120916 A RU 2012120916A RU 2012120916/07 A RU2012120916/07 A RU 2012120916/07A RU 2012120916 A RU2012120916 A RU 2012120916A RU 2012120916 A RU2012120916 A RU 2012120916A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
places
nuclear fission
dimension
fuel subassemblies
along
Prior art date
Application number
RU2012120916/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2557563C9 (ru
RU2557563C2 (ru
Inventor
Ихуд Гринспэн
Родерик А. Хайд
Роберт К. Петроски
Джошуа К. Уолтер
Томас А. Уивер
Чарльз Уитмер
Лоуэлл Л. мл. 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 US12/590,448 external-priority patent/US10008294B2/en
Priority claimed from US12/657,725 external-priority patent/US9922733B2/en
Priority claimed from US12/657,726 external-priority patent/US9799416B2/en
Priority claimed from US12/657,735 external-priority patent/US9786392B2/en
Application filed by СИРИТ, ЭлЭлСи filed Critical СИРИТ, ЭлЭлСи
Publication of RU2012120916A publication Critical patent/RU2012120916A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2557563C2 publication Critical patent/RU2557563C2/ru
Publication of RU2557563C9 publication Critical patent/RU2557563C9/ru

Links

Classifications

    • 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
    • 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
    • G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • G21C19/205—Interchanging of fuel elements in the core, i.e. fuel shuffling
    • 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
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/001—Computer implemented control
    • 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
    • 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)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

1. Способ управления ядерным реактором на бегущей волне, включающий следующие стадии:стадию, на которой для фронта горения бегущей волны ядерного деления, распространяющегося вдоль первого и второго измерений, определяют требуемую форму фронта горения бегущей волны ядерного деления вдоль второго измерения в нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления в соответствии с выбранным набором размерных ограничений; истадию, на которой определяют перемещение выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.2. Способ по п.1, включающий также стадию, на которой:определяют существующую форму фронта горения бегущей волны ядерного деления.3. Способ по п.1, где определение перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы включает в себя определение перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы установить требуемую форму.4. Способ по п.1, где определение перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы включает в себя определение перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих п�

Claims (106)

1. Способ управления ядерным реактором на бегущей волне, включающий следующие стадии:
стадию, на которой для фронта горения бегущей волны ядерного деления, распространяющегося вдоль первого и второго измерений, определяют требуемую форму фронта горения бегущей волны ядерного деления вдоль второго измерения в нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления в соответствии с выбранным набором размерных ограничений; и
стадию, на которой определяют перемещение выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.
2. Способ по п.1, включающий также стадию, на которой:
определяют существующую форму фронта горения бегущей волны ядерного деления.
3. Способ по п.1, где определение перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы включает в себя определение перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы установить требуемую форму.
4. Способ по п.1, где определение перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы включает в себя определение перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы поддерживать требуемую форму.
5. Способ по п.1, включающий также стадию, на которой:
определяют время, когда перемещать выбранные несколько тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.
6. Способ по п.1, включающий также стадию, на которой:
выбранные нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления перемещают вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.
7. Способ по п.1, где первое измерение является практически ортогональным удлиненной оси нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
8. Способ по п.1, где первое измерение и второе измерение являются практически ортогональными друг другу.
9. Способ по п.1, где:
первое измерение включает в себя радиальное измерение; и
второе измерение включает в себя осевое измерение.
10. Способ по п.1, где:
первое измерение включает в себя осевое измерение; и
второе измерение включает в себя радиальное измерение.
11. Способ по п.1, где:
первое измерение включает в себя осевое измерение; и
второе измерение включает в себя боковое измерение.
12. Способ по п.1, где:
первое измерение включает в себя боковое измерение; и
второе измерение включает в себя осевое измерение.
13. Способ по п.1, где:
первые места включают в себя направленные наружу места; и
вторые места включают в себя направленные вовнутрь места.
14. Способ по п.13, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны по меньшей мере на одном атрибуте, выбранном из геометрической близости к центральной части активной зоны реактора, потока нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах больше, чем поток нейтронов в направленных наружу местах, и реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах больше, чем keffective в направленных наружу местах.
15. Способ по п.1, где:
первые места включают в себя направленные вовнутрь места; и
вторые места включают в себя направленные наружу места.
16. Способ по п.15, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны по меньшей мере на одном атрибуте, выбранном из геометрической близости к центральной части активной зоны реактора, потока нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах больше, чем поток нейтронов в направленных наружу местах, и реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах больше, чем keffective в направленных наружу местах.
17. Способ по п.1, где первые места и вторые места могут находиться с противоположных сторон опорного значения вдоль первого измерения.
18. Способ по п.1, где первые места и вторые места включают в себя по меньшей мере один атрибут, являющийся практически уравненным.
19. Способ по п.18, где по меньшей мере один атрибут включает в себя атрибут, выбранный из геометрической близости к центральной части активной зоны реактора, потока нейтронов и реактивности.
20. Способ по п.1, где определение перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места включает в себя определение вращения по меньшей мере одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
21. Способ по п.1, где определение перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места включает в себя определение переворачивания по меньшей мере одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
22. Способ по п.1, где выбранный набор размерных ограничений включает предопределенное максимальное расстояние вдоль второго измерения.
23. Способ по п.1, где выбранный набор размерных ограничений является функцией по меньшей мере одного критерия фронта горения.
24. Способ по п.23, где критерий фронта горения включает поток нейтронов.
25. Способ по п.24, где поток нейтронов связан по меньшей мере с одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
26. Способ по п.23, где критерий фронта горения включает флюенс нейтронов.
27. Способ по п.26, где флюенс нейтронов связан по меньшей мере с одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
28. Способ по п.23, где критерий фронта горения включает выгорание.
29. Способ по п.28, где выгорание связано по меньшей мере одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
30. Способ по п.23, где критерий фронта горения включает место фронта горения по меньшей мере в одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
31. Способ по п.1, где определение перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места включает в себя определение радиального перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.
32. Способ по п.1, где определение перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места включает в себя определение спирального перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.
33. Способ по п.1, где определение перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места включает в себя определение осевого перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
34. Способ по п.1, где требуемая форма фронта горения бегущей волны ядерного деления включает в себя форму, выбранную из практически сферической формы, формы, соответствующей выбранной непрерывно искривленной поверхности, формы, являющейся практически осесимметричной относительно второго измерения, и формы, имеющей практически n-кратную осевую симметрию относительно второго измерения.
35. Способ по п.1, где требуемая форма фронта горения бегущей волны ядерного деления является асимметричной.
36. Способ по п.35, где требуемая форма фронта горения бегущей волны ядерного деления является осеасимметричной относительно второго измерения.
37. Система, содержащая:
для фронта горения бегущей волны ядерного деления, распространяющегося вдоль первого и второго измерений, первые электрические схемы, предназначенные для определения требуемой формы фронта горения бегущей волны ядерного деления вдоль второго измерения в нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления в соответствии с выбранным набором размерных ограничений; и
вторые электрические схемы, предназначенные для определения перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.
38. Система по п.37, где вторые электрические схемы предназначены и для определения существующей формы фронта горения бегущей волны ядерного деления.
39. Система по п.37, где вторые электрические схемы предназначены и для определения перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы установить требуемую форму.
40. Система по п.37, где вторые электрические схемы предназначены и для определения перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы поддерживать требуемую форму.
41. Система по п.37, где вторые электрические схемы предназначены и для определения времени, когда перемещать выбранные несколько тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.
42. Система по п.37, где первое измерение является практически ортогональным удлиненной оси нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
43. Система по п.37, где первое измерение и второе измерение являются практически ортогональными друг другу.
44. Система по п.37, где:
первое измерение включает в себя радиальное измерение; и
второе измерение включает в себя осевое измерение.
45. Система по п.37, где:
первое измерение включает в себя осевое измерение; и
второе измерение включает в себя радиальное измерение.
46. Система по п.37, где:
первое измерение включает в себя осевое измерение; и
второе измерение включает в себя боковое измерение.
47. Система по п.37, где:
первое измерение включает в себя боковое измерение; и
второе измерение включает в себя осевое измерение.
48. Система по п.37, где:
первые места включают в себя направленные наружу места; и
вторые места включают в себя направленные вовнутрь места.
49. Система по п.48, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны по меньшей мере на одном атрибуте, выбранном из геометрической близости к центральной части активной зоны реактора, потока нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах больше, чем поток нейтронов в направленных наружу местах, и реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах больше, чем keffective в направленных наружу местах.
50. Система по п.37, где:
первые места включают в себя направленные вовнутрь места; и
вторые места включают в себя направленные наружу места.
51. Система по п.50, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны по меньшей мере на одном атрибуте, выбранном из геометрической близости к центральной части активной зоны реактора, потока нейтронов так, что поток нейтронов в направленных вовнутрь местах больше, чем поток нейтронов в направленных наружу местах, и реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах больше, чем keffective в направленных наружу местах.
52. Система по п.37, где первые места и вторые места находятся с противоположных сторон опорного значения вдоль первого измерения.
53. Система по п.37, где первые места и вторые места включают в себя по меньшей мере один атрибут, являющийся практически уравненным.
54. Система по п.53, где по меньшей мере один атрибут включает в себя атрибут, выбранный из геометрической близости к центральной области активной зоны реактора, потока нейтронов и реактивности.
55. Система по п.37, где вторые электрические схемы предназначены и для определения вращения по меньшей мере одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
56. Система по п.37, где вторые электрические схемы предназначены и для определения переворачивания по меньшей мере одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
57. Система по п.37, где выбранный набор размерных ограничений включает предопределенное максимальное расстояние вдоль второго измерения.
58. Система по п.37, где выбранный набор размерных ограничений является функцией по меньшей мере одного критерия фронта горения.
59. Система по п.58, где критерий фронта горения включает поток нейтронов.
60. Система по п.59, где поток нейтронов связан по меньшей мере с одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
61. Система по п.58, где критерий фронта горения включает флюенс нейтронов.
62. Система по п.61, где флюенс нейтронов связан по меньшей мере с одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
63. Система по п.58, где критерий фронта горения включает выгорание.
64. Система по п.63, где выгорание связано по меньшей мере с одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
65. Система по п.58, где критерий фронта горения включает место фронта горения по меньшей мере в одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
66. Система по п.37, где вторые электрические схемы предназначены и для определения радиального перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.
67. Система по п.37, где вторые электрические схемы предназначены и для определения спирального перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.
68. Система по п.37, где вторые электрические схемы предназначены и для определения осевого перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
69. Система по п.37, где первые электрические схемы предназначены и для определения формы фронта горения бегущей волны ядерного деления, выбранной из практически сферической формы, формы, соответствующей выбранной непрерывно искривленной поверхности, формы, являющейся практически осесимметричной относительно второго измерения, и формы, имеющей практически n-кратную осевую симметрию относительно второго измерения.
70. Система по п.37, где требуемая форма фронта горения бегущей волны ядерного деления является асимметричной.
71. Система по п.70, где требуемая форма фронта горения бегущей волны ядерного деления является осеасимметричной относительно второго измерения.
72. Компьютерный программный продукт, содержащий:
первую управляющую программу на считываемой компьютером среде, предназначенную для определения, для фронта горения бегущей волны ядерного деления, распространяющегося вдоль первого и второго измерений, требуемой формы фронта горения бегущей волны ядерного деления вдоль второго измерения в нескольких тепловыделяющих подсборках ядерного деления в соответствии с выбранным набором размерных ограничений; и
вторую управляющую программу на считываемой компьютером среде, предназначенную для определения перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.
73. Компьютерный программный продукт по п.72, где вторая управляющая программа на считываемой компьютером среде предназначена и для определения существующей формы фронта горения бегущей волны ядерного деления.
74. Компьютерный программный продукт по п.72, где вторая управляющая программа на считываемой компьютером среде предназначена и для определения перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы установить требуемую форму.
75. Компьютерный программный продукт по п.72, где вторая управляющая программа на считываемой компьютером среде предназначена и для определения перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места так, чтобы поддерживать требуемую форму.
76. Компьютерный программный продукт по п.72, где вторая управляющая программа на считываемой компьютером среде предназначена и для определения времени, когда перемещать выбранные несколько тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места в зависимости от требуемой формы.
77. Компьютерный программный продукт по п.72, где первое измерение является практически ортогональным удлиненной оси нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
78. Компьютерный программный продукт по п.72, где первое измерение и второе измерение являются практически ортогональными друг другу.
79. Компьютерный программный продукт по п.72, где:
первое измерение включает в себя радиальное измерение; и
второе измерение включает в себя осевое измерение.
80. Компьютерный программный продукт по п.72, где:
первое измерение включает в себя осевое измерение; и
второе измерение включает в себя радиальное измерение.
81. Компьютерный программный продукт по п.72, где:
первое измерение включает в себя осевое измерение; и
второе измерение включает в себя боковое измерение.
82. Компьютерный программный продукт по п.72, где:
первое измерение включает в себя боковое измерение; и
второе измерение включает в себя осевое измерение.
83. Компьютерный программный продукт по п.72, где:
первые места включают в себя направленные наружу места; и
вторые места включают в себя направленные вовнутрь места.
84. Компьютерный программный продукт по п.83, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны по меньшей мере на одном атрибуте, выбранном из геометрической близости к центральной части активной зоны реактора, потока нейтронов в направленных вовнутрь местах больше, чем поток нейтронов в направленных наружу местах, и реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах больше, чем keffective в направленных наружу местах.
85. Компьютерный программный продукт по п.72, где:
первые места включают в себя направленные вовнутрь места; и
вторые места включают в себя направленные наружу места.
86. Компьютерный программный продукт по п.85, где направленные вовнутрь места и направленные наружу места основаны по меньшей мере на одном атрибуте, выбранном из геометрической близости к центральной части активной зоны реактора, потока нейтронов в направленных вовнутрь местах больше, чем поток нейтронов в направленных наружу местах, и реактивности так, что keffective в направленных вовнутрь местах больше, чем keffective в направленных наружу местах.
87. Компьютерный программный продукт по п.72, где первые места и вторые места могут находиться с противоположных сторон опорного значения вдоль первого измерения.
88. Компьютерный программный продукт по п.72, где первые места и вторые места включают в себя по меньшей мере один атрибут, являющийся практически уравненным.
89. Компьютерный программный продукт по п.88, где по меньшей мере один атрибут включает в себя атрибут, выбранный из геометрической близости к центральной области активной зоны реактора, потока нейтронов и реактивности.
90. Компьютерный программный продукт по п.72, где вторые электрические схемы предназначены и для определения вращения по меньшей мере одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
91. Компьютерный программный продукт по п.72, где вторые электрические схемы предназначены и для определения переворачивания по меньшей мере одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
92. Компьютерный программный продукт по п.72, где выбранный набор размерных ограничений включает предопределенное максимальное расстояние вдоль второго измерения.
93. Компьютерный программный продукт по п.72, где выбранный набор размерных ограничений является функцией по меньшей мере одного критерия фронта горения.
94. Компьютерный программный продукт по п.93, где критерий фронта горения включает поток нейтронов.
95. Компьютерный программный продукт по п.94, где поток нейтронов связан по меньшей мере с одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
96. Компьютерный программный продукт по п.93, где критерий фронта горения включает флюенс нейтронов.
97. Компьютерный программный продукт по п.96, где флюенс нейтронов связан по меньшей мере с одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
98. Компьютерный программный продукт по п.93, где критерий фронта горения включает выгорание.
99. Компьютерный программный продукт по п.98, где выгорание связано по меньшей мере с одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
100. Компьютерный программный продукт по п.93, где критерий фронта горения включает место фронта горения по меньшей мере в одной из выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
101. Компьютерный программный продукт по п.72, где вторая управляющая программа на считываемой компьютером среде включает в себя третью управляющую программу на считываемой компьютером среде, предназначенную для определения радиального перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.
102. Компьютерный программный продукт по п.72, где вторая управляющая программа на считываемой компьютером среде включает в себя четвертую управляющую программу на считываемой компьютером среде, предназначенную для определения спирального перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления вдоль первого измерения из соответствующих первых мест в соответствующие вторые места.
103. Компьютерный программный продукт по п.72, где вторая управляющая программа на считываемой компьютером среде включает в себя пятую управляющую программу на считываемой компьютером среде, предназначенную для определения осевого перемещения выбранных нескольких тепловыделяющих подсборок ядерного деления.
104. Компьютерный программный продукт по п.72, где первая управляющая программа на считываемой компьютером среде включает в себя шестую управляющую программу на считываемой компьютером среде, предназначенную для определения формы, выбранной из практически сферической формы, формы, соответствующей выбранной непрерывно искривленной поверхности, формы, являющейся практически осесимметричной относительно второго измерения, и формы, имеющей практически n-кратную осевую симметрию относительно второго измерения.
105. Компьютерный программный продукт по п.72, где требуемая форма фронта горения бегущей волны ядерного деления является асимметричной.
106. Компьютерный программный продукт по п.105, где требуемая форма фронта горения бегущей волны ядерного деления является осеасимметричной относительно второго измерения.
RU2012120916/07A 2009-11-06 2010-11-05 Способы и системы для перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе деления RU2557563C9 (ru)

Applications Claiming Priority (9)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US12/590,448 2009-11-06
US12/590,448 US10008294B2 (en) 2009-11-06 2009-11-06 Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US12/657,725 US9922733B2 (en) 2009-11-06 2010-01-25 Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US12/657,735 2010-01-25
US12/657,726 US9799416B2 (en) 2009-11-06 2010-01-25 Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US12/657,735 US9786392B2 (en) 2009-11-06 2010-01-25 Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US12/657,725 2010-01-25
US12/657,726 2010-01-25
PCT/US2010/002925 WO2011056235A1 (en) 2009-11-06 2010-11-05 Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor

Publications (3)

Publication Number Publication Date
RU2012120916A true RU2012120916A (ru) 2013-12-20
RU2557563C2 RU2557563C2 (ru) 2015-07-27
RU2557563C9 RU2557563C9 (ru) 2015-11-20

Family

ID=43970210

Family Applications (3)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2012120915/07A RU2562063C2 (ru) 2009-11-06 2010-11-05 Способы перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе деления (варианты)
RU2012120918/07A RU2557257C2 (ru) 2009-11-06 2010-11-05 Система для перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе и ядерный реактор
RU2012120916/07A RU2557563C9 (ru) 2009-11-06 2010-11-05 Способы и системы для перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе деления

Family Applications Before (2)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2012120915/07A RU2562063C2 (ru) 2009-11-06 2010-11-05 Способы перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе деления (варианты)
RU2012120918/07A RU2557257C2 (ru) 2009-11-06 2010-11-05 Система для перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе и ядерный реактор

Country Status (8)

Country Link
EP (4) EP2497088A4 (ru)
JP (5) JP6166535B2 (ru)
KR (4) KR101987479B1 (ru)
CN (4) CN102714066B (ru)
BR (4) BR112012010797A2 (ru)
EA (1) EA024235B1 (ru)
RU (3) RU2562063C2 (ru)
WO (4) WO2011056235A1 (ru)

Families Citing this family (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9786392B2 (en) 2009-11-06 2017-10-10 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
JP6166535B2 (ja) * 2009-11-06 2017-07-19 テラパワー， エルエルシー 進行波核分裂反応炉の操作方法
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
US10008294B2 (en) 2009-11-06 2018-06-26 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
WO2011143475A1 (en) * 2010-05-12 2011-11-17 Spectrum Pharmaceuticals, Inc. Lanthanum carbonate hydroxide, lanthanum oxycarbonate and methods of their manufacture and use
KR102380006B1 (ko) * 2014-04-25 2022-03-29 세라딘, 인크. 다면체 수소화붕소 음이온 또는 카르보란 음이온의 수용액을 포함하는 풀 및 이의 사용 방법
CN107210069B (zh) * 2014-12-31 2020-07-24 泰拉能源公司 通量移位的反应性控制系统
KR101657502B1 (ko) 2015-03-10 2016-09-20 한전케이피에스 주식회사 핵연료 취급설비 복합 시뮬레이터
EP3384501A1 (en) * 2015-12-06 2018-10-10 Ian Richard Scott Rectangular nuclear reactor core
RU2019113522A (ru) 2016-10-07 2020-11-09 Торэй Индастриз, Инк. Трубчатая ткань
CN106960090B (zh) * 2017-03-16 2020-02-11 西安交通大学 一种反应堆组件几何变形反应性的计算方法
CN109215809B (zh) * 2018-09-13 2022-03-01 中国核动力研究设计院 一种超临界二氧化碳反应堆微球形燃料组件
CN110991809B (zh) * 2019-11-06 2022-11-15 中国辐射防护研究院 一种基于华龙一号的堆芯积存量实时估算方法
WO2022256102A2 (en) * 2021-04-29 2022-12-08 Ohio State Innovation Foundation Nuclear reactor core with rotating fuel modules and related systems
CN113673116B (zh) * 2021-09-01 2022-03-08 上海交通大学 针对均匀几何变分节块法的三维准输运加速方法
CN114707189B (zh) * 2022-06-02 2022-08-19 西安交通大学 一种等效模拟压水堆堆芯内燃料组件弯曲的方法
TWI816560B (zh) * 2022-09-26 2023-09-21 行政院原子能委員會核能研究所 沸水式反應器的核燃料束之晶格濃縮度的設計方法

Family Cites Families (49)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4040902A (en) * 1975-04-03 1977-08-09 General Atomic Company Method for axially shuffling fuel elements in a nuclear reactor
DE2839667A1 (de) * 1978-09-12 1980-03-13 Hitachi Ltd Verfahren zum nachtanken von siedewasserreaktoren
US4285769A (en) * 1978-10-19 1981-08-25 General Electric Company Control cell nuclear reactor core
JPS561386A (en) * 1979-06-18 1981-01-09 Hitachi Ltd Nuclear reactor core structure
JPS5687891A (en) * 1979-12-18 1981-07-16 Tokyo Shibaura Electric Co Reactor
US4584167A (en) * 1982-04-23 1986-04-22 Westinghouse Electric Corp. Blanket management method for liquid metal fast breeder reactors
FR2592516B2 (fr) * 1985-12-30 1989-08-18 Framatome Sa Procede d'exploitation d'un reacteur nucleaire et reacteur nucleaire a variation de spectre utilisant des grappes de deplacement d'eau
JPS6262284A (ja) * 1985-09-12 1987-03-18 株式会社日立製作所 高速増殖炉炉心およびその燃料装荷方法
JPS63154994A (ja) * 1986-12-19 1988-06-28 株式会社日立製作所 燃料取替機制御装置
JPS63187191A (ja) * 1987-01-30 1988-08-02 株式会社日立製作所 燃料集合体
JPH02170206A (ja) * 1988-12-23 1990-07-02 Toshiba Corp 制御装置
US5143690A (en) * 1990-07-10 1992-09-01 General Electric Company Fuel-assembly inversion for dual-phase nuclear reactors
FR2665014B1 (fr) * 1990-07-17 1992-09-18 Framatome Sa Procede et dispositif de protection d'un reacteur nucleaire.
US5282229A (en) * 1991-02-15 1994-01-25 Kabushiki Kaisha Toshiba Method and apparatus for measuring gap between adjoining fuel rods of fuel assembly
JPH04299286A (ja) * 1991-03-28 1992-10-22 Toshiba Corp 高速炉用炉心の運転方法
JP2915200B2 (ja) * 1991-07-24 1999-07-05 株式会社日立製作所 燃料装荷方法及び原子炉炉心
JPH0618685A (ja) * 1992-07-01 1994-01-28 Toshiba Corp 高速増殖炉
US5490185A (en) * 1993-07-23 1996-02-06 Westinghouse Electric Corporation System for automatic refueling of a nuclear reactor
US5737375A (en) * 1994-08-16 1998-04-07 Radkowsky Thorium Power Corporation Seed-blanket reactors
US5677938A (en) * 1995-03-13 1997-10-14 Peco Energy Company Method for fueling and operating a nuclear reactor core
JP3318193B2 (ja) * 1996-04-26 2002-08-26 株式会社日立製作所 燃料装荷方法
US6504889B1 (en) * 1997-03-17 2003-01-07 Hitachi, Ltd. Method of operating reactor
JP3847988B2 (ja) * 1997-12-01 2006-11-22 株式会社東芝 原子炉出力監視装置
JPH11264887A (ja) * 1998-03-17 1999-09-28 Toshiba Corp 原子炉核計装システム、このシステムを備えた原子炉出力分布監視システムおよび原子炉出力分布監視方法
JPH11295462A (ja) * 1998-04-13 1999-10-29 Hitachi Ltd 高速中性子利用炉の燃料リサイクル方式
DE19827443A1 (de) * 1998-06-19 1999-12-30 Siemens Ag Verfahren zum Anfahren und zur Überwachung sowie Einrichtung zur Steuerung eines Siedewasser-Kernreaktors
US6181759B1 (en) * 1999-07-23 2001-01-30 Westinghouse Electric Company Llc Method and apparatus for determining nearness to criticality of a nuclear fueled electric power generating unit
US7139352B2 (en) * 1999-12-28 2006-11-21 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactivity control rod for core
RU2173484C1 (ru) * 2000-02-14 2001-09-10 Государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники" Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем
FR2808372B1 (fr) * 2000-04-27 2002-07-26 Framatome Sa Procede et dispositif de mesure du diametre d'un crayon peripherique d'un assemblage de combustible d'un reacteur nucleaire
JP2004531712A (ja) * 2001-03-30 2004-10-14 ペブル ベッド モジュラー リアクター （プロプライアタリー） リミテッド 原子力発電所の発電回路を状態調節するための方法
JP3433230B2 (ja) * 2001-07-09 2003-08-04 東京工業大学長 原子炉の炉心およびその炉心における核燃料物質の取替方法
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
SE525701C2 (sv) * 2003-08-28 2005-04-05 Westinghouse Electric Sweden Förfarande för drift av en kärnreaktor
US6862329B1 (en) * 2003-10-06 2005-03-01 Global Nuclear Fuel-Americas Llc In-cycle shuffle
US7224761B2 (en) * 2004-11-19 2007-05-29 Westinghouse Electric Co. Llc Method and algorithm for searching and optimizing nuclear reactor core loading patterns
US20070153959A1 (en) * 2005-12-27 2007-07-05 Douglas Mark Jacobs Method and system for optimizing a refueling outage schedule
JP2007232429A (ja) * 2006-02-28 2007-09-13 Tokyo Institute Of Technology 原子炉の運転方法
US20090175402A1 (en) * 2006-11-28 2009-07-09 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware 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
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
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
US8971474B2 (en) * 2006-11-28 2015-03-03 Terrapower, Llc Automated nuclear power reactor for long-term operation
US9275759B2 (en) 2006-11-28 2016-03-01 Terrapower, Llc Modular nuclear fission reactor
US20090080587A1 (en) * 2006-11-28 2009-03-26 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Nuclear fission igniter
JP2009145294A (ja) * 2007-12-18 2009-07-02 Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd 燃料集合体配置方法及び燃料集合体配置システム
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
US9281083B2 (en) * 2009-04-06 2016-03-08 Terrapower, Llc Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein
JP6166535B2 (ja) * 2009-11-06 2017-07-19 テラパワー， エルエルシー 進行波核分裂反応炉の操作方法

Also Published As

Publication number Publication date
KR102017897B1 (ko) 2019-09-03
CN102714066A (zh) 2012-10-03
KR101987479B1 (ko) 2019-06-10
EP2497087A2 (en) 2012-09-12
KR102004542B1 (ko) 2019-07-26
RU2012120915A (ru) 2013-12-20
RU2012120918A (ru) 2013-12-20
RU2557563C9 (ru) 2015-11-20
RU2562063C2 (ru) 2015-09-10
EA024235B1 (ru) 2016-08-31
EP2497091A1 (en) 2012-09-12
KR101986381B1 (ko) 2019-06-05
JP6166535B2 (ja) 2017-07-19
WO2011093845A2 (en) 2011-08-04
EP2497088A2 (en) 2012-09-12
CN102714064A (zh) 2012-10-03
WO2011093842A2 (en) 2011-08-04
JP2013510314A (ja) 2013-03-21
CN102714067B (zh) 2018-05-29
KR20120093325A (ko) 2012-08-22
WO2011093841A2 (en) 2011-08-04
KR20120087163A (ko) 2012-08-06
EP2497088A4 (en) 2017-03-15
BR112012010799A2 (pt) 2016-03-29
KR20120083507A (ko) 2012-07-25
JP2013510310A (ja) 2013-03-21
CN102696073A (zh) 2012-09-26
BR112012010802A2 (pt) 2018-10-16
CN102714064B (zh) 2015-11-25
JP6162403B2 (ja) 2017-07-12
WO2011056235A1 (en) 2011-05-12
KR20120093323A (ko) 2012-08-22
CN102696073B (zh) 2018-05-18
CN102714067A (zh) 2012-10-03
JP6026887B2 (ja) 2016-11-16
WO2011093841A3 (en) 2011-11-24
EP2497089A2 (en) 2012-09-12
JP2016048268A (ja) 2016-04-07
CN102714066B (zh) 2016-08-17
WO2011093842A3 (en) 2011-10-20
RU2557563C2 (ru) 2015-07-27
JP2013510313A (ja) 2013-03-21
EA201290223A1 (ru) 2012-10-30
RU2557257C2 (ru) 2015-07-20
BR112012010797A2 (pt) 2016-03-29
JP2013510309A (ja) 2013-03-21
BR112012010800A2 (pt) 2016-03-29
JP6025565B2 (ja) 2016-11-16
JP6255426B2 (ja) 2017-12-27
WO2011093845A3 (en) 2011-10-06

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2012120916A (ru) Способы и системы для перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе
CN105425174A (zh) 一种获取心式变压器漏磁场的方法及装置
Poehler et al. Investigation of nonaxisymmetric endwall contouring and three-dimensional airfoil design in a 1.5-stage axial turbine—Part I: Design and novel numerical analysis method
Lee et al. Obstacle-aware clock-tree shaping during placement
Naylor et al. Optimization of nonaxisymmetric endwalls in compressor S-shaped ducts
CN104615688A (zh) 一种搜索方法及装置
Li et al. Design principle of a 16‐pole 18‐slot two‐sectional modular permanent magnet linear synchronous motor with optimisation of its end tooth
Giorgetti et al. Vertical displacement events analysis using MAXFEA code in combination with ANSYS APDL in the final design stage of the DTT vacuum vessel
Sumei et al. Electromagnetic and structure analysis for EAST vacuum vessel with plasma facing components during VDE
Takechi et al. In-vessel components for initial operation of JT-60SA
Wang et al. Compressor airfoil separation control using nanosecond plasma actuation at low Reynolds number
Zabeo et al. Overview of magnetic control in ITER
CN103207936B (zh) 一种基于空间缩减策略的序列采样算法
Daeubler et al. Development of a high-fidelity Monte Carlo thermal-hydraulics coupled code system Serpent/SUBCHANFLOW–first results
Shanahan et al. Towards nonaxisymmetry; initial results using the Flux Coordinate Independent method in BOUT++
Amoskov et al. Fourier analysis of 3D error fields in tokamaks
Wu et al. Ramming mechanism based on permanent magnet synchronous linear motor
CN104064228A (zh) 行波堆启堆区及行波堆启堆区制造方法
US9721709B2 (en) Inductively decoupled dual SMES in a single cryostat
Xia et al. Overall Performance and Loss Analysis of a Low-Speed Research Compressor with Different Nonaxisymmetric Tip Clearance Layouts
CN101980223A (zh) 应用于处理器结构和电路设计的功耗-性能优化方法
US10133836B1 (en) Systems and methods for on-the-fly temperature and leakage power estimation in electronic circuit designs
Alzamora et al. A New Industrial Cable System Parameter Calculation Methodology Based on 3-D Finite Element Analysis
Ya-Hui et al. Landscape pattern of built-up land in a typical mining city, Datong, Shanxi, China from 1986 to 2018.
xing Jin et al. Optimal Design of Loss of Permanent Magnet Synchronous Motor Based on Particle Swarm Optimization

Legal Events

Date Code Title Description
HZ9A Changing address for correspondence with an applicant
TH4A Reissue of patent specification