RU2012120922A - Системы и способы регулирования реактивности в реакторе ядерного деления - Google Patents
Системы и способы регулирования реактивности в реакторе ядерного деления Download PDFInfo
- Publication number
- RU2012120922A RU2012120922A RU2012120922/07A RU2012120922A RU2012120922A RU 2012120922 A RU2012120922 A RU 2012120922A RU 2012120922/07 A RU2012120922/07 A RU 2012120922/07A RU 2012120922 A RU2012120922 A RU 2012120922A RU 2012120922 A RU2012120922 A RU 2012120922A
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- movable rod
- adjustable movable
- computer
- reactivity
- reactivity parameter
- Prior art date
Links
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 title claims abstract 72
- 230000004992 fission Effects 0.000 title claims abstract 34
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract 31
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 title 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 claims abstract 32
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims abstract 27
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract 10
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 claims 3
- 238000010586 diagram Methods 0.000 claims 2
- 238000012806 monitoring device Methods 0.000 claims 1
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 claims 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 abstract 1
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
- 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
- G21C7/103—Control assemblies containing one or more absorbants as well as other elements, e.g. fuel or moderator elements
-
- 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
- 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
- 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
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
- G21C17/12—Sensitive element forming part of control element
-
- 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
- G21C7/24—Selection of substances for use as neutron-absorbing material
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
-
- 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
Abstract
1. Способ, включающий:определение по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления, регулируемо подвижного стержня, включающего воспроизводящий материал ядерного топлива; иопределение применения регулируемо подвижного стержня, выбранного из стержня регулирования реактивности и стержня делящегося ядерного топлива.2. Способ по п.1, где применение регулируемо подвижного стержня, выбранного из стержня регулирования реактивности и стержня делящегося ядерного топлива, определяют чувствительным к по меньшей мере одному определенному параметру реактивности в регулируемо подвижном стержне.3. Способ по п.1, дополнительно содержащий сравнение определенного параметра реактивности и целевого параметра реактивности.4. Способ по п.3, где применение регулируемо подвижного стержня, выбранного из стержня регулирования реактивности и стержня делящегося ядерного топлива, определяют чувствительным к сравнению определенного параметра реактивности и целевого параметра реактивности.5. Способ по п.1, где по меньшей мере один параметр реактивности включает коэффициент поглощения нейтронов.6. Способ по п.5, дополнительно содержащий сравнение определенного коэффициента поглощения нейтронов с целевым коэффициентом поглощения нейтронов.7. Способ по п.6, где применение регулируемо подвижного стержня, выбранного из стержня регулирования реактивности и стержня делящегося ядерного топлива, определяют чувствительным к сравнению определенного коэффициента поглощения нейтронов и целевого коэффициента поглощения нейтронов.8. Способ по п.6, где выбранное применение регулиру�
Claims (65)
1. Способ, включающий:
определение по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления, регулируемо подвижного стержня, включающего воспроизводящий материал ядерного топлива; и
определение применения регулируемо подвижного стержня, выбранного из стержня регулирования реактивности и стержня делящегося ядерного топлива.
2. Способ по п.1, где применение регулируемо подвижного стержня, выбранного из стержня регулирования реактивности и стержня делящегося ядерного топлива, определяют чувствительным к по меньшей мере одному определенному параметру реактивности в регулируемо подвижном стержне.
3. Способ по п.1, дополнительно содержащий сравнение определенного параметра реактивности и целевого параметра реактивности.
4. Способ по п.3, где применение регулируемо подвижного стержня, выбранного из стержня регулирования реактивности и стержня делящегося ядерного топлива, определяют чувствительным к сравнению определенного параметра реактивности и целевого параметра реактивности.
5. Способ по п.1, где по меньшей мере один параметр реактивности включает коэффициент поглощения нейтронов.
6. Способ по п.5, дополнительно содержащий сравнение определенного коэффициента поглощения нейтронов с целевым коэффициентом поглощения нейтронов.
7. Способ по п.6, где применение регулируемо подвижного стержня, выбранного из стержня регулирования реактивности и стержня делящегося ядерного топлива, определяют чувствительным к сравнению определенного коэффициента поглощения нейтронов и целевого коэффициента поглощения нейтронов.
8. Способ по п.6, где выбранное применение регулируемо подвижного стержня включает стержень регулирования реактивности, когда определенный коэффициент поглощения нейтронов представляет собой по меньшей мере целевой коэффициент поглощения нейтронов.
9. Способ по п.6, где выбранное применение регулируемо подвижного стержня включает стержень делящегося ядерного топлива, когда определенный коэффициент поглощения нейтронов меньше чем целевой коэффициент поглощения нейтронов.
10. Способ по п.1, где по меньшей мере один параметр реактивности включает коэффициент образования нейтронов.
11. Способ по п.10, дополнительно содержащий сравнение определенного коэффициента образования нейтронов с целевым коэффициентом образования нейтронов.
12. Способ по п.11, где применение регулируемо подвижного стержня, выбранного из стержня регулирования реактивности и стержня делящегося ядерного топлива, определяют чувствительным к сравнению определенного коэффициента образования нейтронов и целевого коэффициента образования нейтронов.
13. Способ по п.11, где выбранное применение регулируемо подвижного стержня включает стержень делящегося ядерного топлива, когда определенный коэффициент образования нейтронов представляет собой по меньшей мере целевой коэффициент образования нейтронов.
14. Способ по п.11, где выбранное применение регулируемо подвижного стержня включает стержень регулирования реактивности, когда определенный коэффициент образования нейтронов меньше чем целевой коэффициент образования нейтронов.
15. Способ по п.1, где определение по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления основано на изменениях облучения нейтронами регулируемо подвижного стержня.
16. Способ по п.1, где определение по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления основано на свойстве воспроизводящего материала ядерного топлива регулируемо подвижного стержня.
17. Способ по п.1, где определение по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления основано на свойстве делящегося материала ядерного топлива регулируемого подвижного стержня.
18. Способ по п.1, где определение по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления основано на свойстве поглотителя нейтронов регулируемо подвижного стержня.
19. Способ по п.1, где определение по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления основано на свойстве продуктов деления регулируемо подвижного стержня.
20. Способ по п.1, где определение по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления включает мониторинг по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления.
21. Способ по п.1, где определение по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления включает прогнозирование по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления.
22. Способ по п.21, где прогнозирование по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления включает расчет по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления.
23. Система, содержащая:
устройство, сконфигурированное для определения по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления, причем регулируемо подвижный стержень включает воспроизводящий материал ядерного топлива; и
первую электросхему, сконфигурированную для определения применения регулируемо подвижного стержня, выбранного из стержня регулирования реактивности и стержня делящегося ядерного топлива.
24. Система по п.23, где первая электросхема является чувствительной к устройству.
25. Система по п.23, дополнительно содержащая компаратор, сконфигурированный для сравнения определенного параметра реактивности и целевого параметра реактивности.
26. Система по п.25, где первая электросхема является чувствительной к компаратору.
27. Система по п.26, где по меньшей мере один параметр реактивности включает коэффициент поглощения нейтронов.
28. Система по п.27, где компаратор дополнительно сконфигурирован для сравнения определенного коэффициента поглощения нейтронов с целевым коэффициентом поглощения нейтронов.
29. Система по п.28, где первая электросхема является чувствительной к сравнению определенного коэффициента поглощения нейтронов и целевого коэффициента поглощения нейтронов с помощью компаратора.
30. Система по п.28, где выбранное применение регулируемо подвижного стержня включает стержень регулирования реактивности, когда определенный коэффициент поглощения нейтронов представляет собой по меньшей мере целевой коэффициент поглощения нейтронов.
31. Система по п.28, где выбранное применение регулируемо подвижного стержня включает стержень делящегося ядерного топлива, когда определенный коэффициент поглощения нейтронов меньше чем целевой коэффициент поглощения нейтронов.
32. Система по п.26, где по меньшей мере один параметр реактивности включает коэффициент образования нейтронов.
33. Система по п.32, где компаратор дополнительно сконфигурирован для сравнения определенного коэффициента образования нейтронов с целевым коэффициентом образования нейтронов.
34. Система по п.33, где первая электросхема является чувствительной к сравнению определенного коэффициента образования нейтронов и целевого коэффициента образования нейтронов с помощью компаратора.
35. Система по п.33, где выбранное применение регулируемо подвижного стержня включает стержень делящегося ядерного топлива, когда определенный коэффициент образования нейтронов представляет собой по меньшей мере целевой коэффициент образования нейтронов.
36. Система по п.33, где выбранное применение регулируемо подвижного стержня включает стержень регулирования реактивности, когда определенный коэффициент образования нейтронов меньше чем целевой коэффициент образования нейтронов.
37. Система по п.23, где устройство включает вторую электросхему, сконфигурированную для определения по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления на основании изменений в облучении нейтронами регулируемо подвижного стержня.
38. Система по п.23, где устройство включает третью электросхему, сконфигурированную для определения по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления на основании свойства воспроизводящего материала ядерного топлива регулируемо подвижного стержня.
39. Система по п.23, где устройство включает четвертую электросхему, сконфигурированную для определения по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления на основании свойства делящегося материала ядерного топлива регулируемо подвижного стержня.
40. Система по п.23, где устройство включает пятую электросхему, сконфигурированную для определения по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления на основании свойства поглотителя нейтронов регулируемо подвижного стержня.
41. Система по п.23, где устройство включает шестую электросхему, сконфигурированную для определения по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления на основании свойства продуктов деления регулируемо подвижного стержня.
42. Система по п.23, где устройство включает по меньшей мере одно устройство мониторинга, сконфигурированное для мониторинга по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления.
43. Система по п.23, где устройство включает седьмую электросхему, сконфигурированную для прогнозирования по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления.
44. Система по п.43, где седьмая электросхема дополнительно сконфигурирована для расчета по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления.
45. Программный продукт компьютерного программного обеспечения, содержащий:
первый программный код программного обеспечения машинно-считываемого носителя, сконфигурированный для определения по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления, причем регулируемо подвижный стержень включает воспроизводящий материал ядерного топлива; и
второй программный код программного обеспечения машинно-считываемого носителя, сконфигурированный для определения применения регулируемо подвижного стержня, выбранного из стержня регулирования реактивности и стержня делящегося ядерного топлива.
46. Программный продукт компьютерного программного обеспечения по п.45, где второй программный код программного обеспечения машинно-считываемого носителя дополнительно сконфигурирован для определения применения регулируемо подвижного стержня, выбранного из стержня регулирования реактивности и стержня делящегося ядерного топлива, чувствительного к первому программному коду программного обеспечения машинно-считываемого носителя.
47. Программный продукт компьютерного программного обеспечения по п.45, дополнительно содержащий третий программный код программного обеспечения машинно-считываемого носителя, сконфигурированный для сравнения определенного параметра реактивности и целевого параметра реактивности.
48. Программный продукт компьютерного программного обеспечения по п.47, где второй программный код программного обеспечения машинно-считываемого носителя является чувствительным к сравнению определенного параметра реактивности и целевого параметра реактивности с помощью третьего программного кода программного обеспечения машинно-считываемого носителя.
49. Программный продукт компьютерного программного обеспечения по п.48, где по меньшей мере один параметр реактивности включает коэффициент поглощения нейтронов.
50. Программный продукт компьютерного программного обеспечения по п.49, где третий программный код программного обеспечения машинно-считываемого носителя дополнительно сконфигурирован для сравнения определенного коэффициента поглощения нейтронов с целевым коэффициентом поглощения нейтронов.
51. Программный продукт компьютерного программного обеспечения по п.50, где второй программный код программного обеспечения машинно-считываемого носителя является чувствительным к сравнению определенного коэффициента поглощения нейтронов и целевого коэффициента поглощения нейтронов с помощью третьего программного кода программного обеспечения машинно-считываемого носителя.
52. Программный продукт компьютерного программного обеспечения по п.50, где выбранное применение регулируемо подвижного стержня включает стержень регулирования реактивности, когда определенный коэффициент поглощения нейтронов представляет собой по меньшей мере целевой коэффициент поглощения нейтронов.
53. Программный продукт компьютерного программного обеспечения по п.50, где выбранное применение регулируемо подвижного стержня включает стержень делящегося ядерного топлива, когда определенный коэффициент поглощения нейтронов меньше чем целевой коэффициент поглощения нейтронов.
54. Программный продукт компьютерного программного обеспечения по п.48, где по меньшей мере один параметр реактивности включает коэффициент образования нейтронов.
55. Программный продукт компьютерного программного обеспечения по п.54, где третий программный код программного обеспечения машинно-считываемого носителя дополнительно сконфигурирован для сравнения определенного коэффициента образования нейтронов с целевым коэффициентом образования нейтронов.
56. Программный продукт компьютерного программного обеспечения по п.55, где второй программный код программного обеспечения машинно-считываемого носителя является чувствительным к сравнению определенного коэффициента образования нейтронов и целевого коэффициента образования нейтронов с помощью третьего программного кода программного обеспечения машинно-считываемого носителя.
57. Программный продукт компьютерного программного обеспечения по п.55, где выбранное применение регулируемо подвижного стержня включает стержень делящегося ядерного топлива, когда определенный коэффициент образования нейтронов представляет собой по меньшей мере целевой коэффициент образования нейтронов.
58. Программный продукт компьютерного программного обеспечения по п.55, где выбранное применение регулируемо подвижного стержня включает стержень регулирования реактивности, когда определенный коэффициент образования нейтронов меньше чем целевой коэффициент образования нейтронов.
59. Программный продукт компьютерного программного обеспечения по п.45, где первый программный код программного обеспечения машинно-считываемого носителя включает четвертый программный код программного обеспечения машинно-считываемого носителя, сконфигурированный для определения по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления на основании изменений облучения нейтронами регулируемо подвижного стержня.
60. Программный продукт компьютерного программного обеспечения по п.45, где первый программный код программного обеспечения машинно-считываемого носителя включает пятый программный код программного обеспечения машинно-считываемого носителя, сконфигурированный для определения по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления на основании свойства воспроизводящего материала ядерного топлива регулируемо подвижного стержня.
61. Программный продукт компьютерного программного обеспечения по п.45, где первый программный код программного обеспечения машинно-считываемого носителя включает шестой программный код программного обеспечения машинно-считываемого носителя, сконфигурированный для определения по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления на основании свойства делящегося материала ядерного топлива регулируемо подвижного стержня.
62. Программный продукт компьютерного программного обеспечения по п.45, где первый программный код программного обеспечения машинно-считываемого носителя включает седьмой программный код программного обеспечения машинно-считываемого носителя, сконфигурированный для определения по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления на основании свойства поглотителя нейтронов регулируемо подвижного стержня.
63. Программный продукт компьютерного программного обеспечения по п.45, где первый программный код программного обеспечения машинно-считываемого носителя включает восьмой программный код программного обеспечения машинно-считываемого носителя, сконфигурированный для определения по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в ядерном реакторе деления на основании свойства продуктов деления регулируемо подвижного стержня.
64. Программный продукт компьютерного программного обеспечения по п.45, где первый программный код программного обеспечения машинно-считываемого носителя включает девятый программный код программного обеспечения машинно-считываемого носителя, сконфигурированный для прогнозирования по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления.
65. Программный продукт компьютерного программного обеспечения по п.64, где девятый программный код программного обеспечения машинно-считываемого носителя дополнительно сконфигурирован для расчета по меньшей мере одного параметра реактивности регулируемо подвижного стержня в реакторе ядерного деления.
Applications Claiming Priority (7)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US12/590,447 US9190177B2 (en) | 2009-11-06 | 2009-11-06 | Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor |
| US12/590,447 | 2009-11-06 | ||
| US12/657,736 US9793013B2 (en) | 2009-11-06 | 2010-01-25 | Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor |
| US12/657,734 | 2010-01-25 | ||
| US12/657,734 US9852818B2 (en) | 2009-11-06 | 2010-01-25 | Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor |
| US12/657,736 | 2010-01-25 | ||
| PCT/US2010/002904 WO2011093840A2 (en) | 2009-11-06 | 2010-11-05 | Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2012120922A true RU2012120922A (ru) | 2013-12-20 |
| RU2553468C2 RU2553468C2 (ru) | 2015-06-20 |
Family
ID=44320024
Family Applications (3)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2012120921/07A RU2555363C9 (ru) | 2009-11-06 | 2010-11-05 | Система и способы регулирования реактивности в реакторе ядерного деления |
| RU2012120914/07A RU2553979C9 (ru) | 2009-11-06 | 2010-11-05 | Система регулирования реактивности в реакторе ядерного деления (варианты) |
| RU2012120922/07A RU2553468C2 (ru) | 2009-11-06 | 2010-11-05 | Системы и способы регулирования реактивности в реакторе ядерного деления |
Family Applications Before (2)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2012120921/07A RU2555363C9 (ru) | 2009-11-06 | 2010-11-05 | Система и способы регулирования реактивности в реакторе ядерного деления |
| RU2012120914/07A RU2553979C9 (ru) | 2009-11-06 | 2010-11-05 | Система регулирования реактивности в реакторе ядерного деления (варианты) |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (3) | EP2497090A4 (ru) |
| JP (3) | JP6037835B2 (ru) |
| KR (3) | KR20120093331A (ru) |
| CN (3) | CN102714065B (ru) |
| RU (3) | RU2555363C9 (ru) |
| WO (3) | WO2011093843A2 (ru) |
Families Citing this family (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR101216608B1 (ko) * | 2012-02-13 | 2012-12-31 | 유저스(주) | Ｆｐｇａ를 이용한 온라인 디지털 반응도 계산 시스템 및 방법 |
| KR101406849B1 (ko) | 2012-12-27 | 2014-06-13 | 한국전력기술 주식회사 | 제어봉 삽입시간 측정을 위한 시뮬레이션 구축 방법 |
| CN103177154B (zh) * | 2013-02-05 | 2015-02-25 | 西安交通大学 | 一种获得核燃料组件共振参数的方法 |
| CN104916337B (zh) * | 2014-03-14 | 2017-11-24 | 江苏核电有限公司 | 一种控制棒微积分价值测量试验的数据处理方法 |
| 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 |
| CN107578832B (zh) * | 2014-08-15 | 2019-08-23 | 中国广核集团有限公司 | 核电站动态刻棒现场实施方法 |
| WO2016109748A1 (en) | 2014-12-31 | 2016-07-07 | Terrapower, Llc | Flux-shifting reactivity control system |
| US10896768B2 (en) * | 2016-06-09 | 2021-01-19 | Phoenix Llc | System and method for performing active scanning of a nuclear fuel rod |
| RU2668546C2 (ru) * | 2016-11-15 | 2018-10-02 | Объединенный Институт Ядерных Исследований | Способ изменения реактивности в импульсных ядерных установках периодического действия на быстрых нейтронах с порогово-делящимися изотопами |
| CN108053892B (zh) * | 2017-12-08 | 2019-07-16 | 中国核动力研究设计院 | 一种船用反应堆反应性控制方法 |
| CN108806803B (zh) * | 2018-06-07 | 2021-08-27 | 三峡大学 | 固液混合燃料反应堆堆芯 |
| CN109192341B (zh) * | 2018-09-13 | 2020-01-14 | 中国核动力研究设计院 | 基于三维时空动力学的大反应性测量方法 |
| RU2699251C1 (ru) * | 2018-12-10 | 2019-09-04 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Способ поверки калибратора реактивности |
| US20220230769A1 (en) * | 2019-05-30 | 2022-07-21 | Westinghouse Electric Company Llc | System and method to determine reactivity |
| GB202014182D0 (en) * | 2020-09-09 | 2020-10-21 | Scott Ian Richard | Nuclear reactor passive reactivity control system |
Family Cites Families (70)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3219535A (en) * | 1964-12-15 | 1965-11-23 | Thomas R Robbins | Nuclear reactor control means |
| US3285821A (en) * | 1965-09-16 | 1966-11-15 | James E Brubaker | Nuclear fuel module |
| US3335060A (en) * | 1965-09-20 | 1967-08-08 | Richard L Diener | Seed-blanket neutronic reactor |
| JPS5034191B1 (ru) * | 1968-04-17 | 1975-11-06 | ||
| US3748230A (en) * | 1968-08-20 | 1973-07-24 | Comitato Nazionale Per I En Nu | Fuel element for fast reactors with a device for exhausting the fission gases therefrom |
| US3849248A (en) * | 1969-02-14 | 1974-11-19 | Gen Electric | Samarium compensation for nuclear reactor fuel |
| JPS497440Y1 (ru) * | 1969-07-18 | 1974-02-21 | ||
| FR2286472A1 (fr) * | 1974-09-30 | 1976-04-23 | Commissariat Energie Atomique | Coeur d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides |
| SU555740A1 (ru) * | 1975-04-22 | 1984-11-15 | Предприятие П/Я А-7755 | Привод аварийной защиты дерного реактора |
| JPS5247196A (en) * | 1975-10-13 | 1977-04-14 | Mitsubishi Atom Power Ind Inc | Vent mechanism |
| CA1063338A (en) * | 1976-03-12 | 1979-10-02 | Canadian General Electric Company Limited | Method of fabricating nuclear fuel |
| JPS5359097U (ru) * | 1976-10-22 | 1978-05-19 | ||
| JPS5356495A (en) * | 1976-10-29 | 1978-05-22 | Hitachi Ltd | Neutron measurement unit within reactor |
| US4229654A (en) * | 1978-08-07 | 1980-10-21 | General Electric Company | Determining fissile content of nuclear fuel elements |
| JPS5697897A (en) * | 1980-01-07 | 1981-08-06 | Hitachi Ltd | Control rod |
| US4716006A (en) * | 1980-12-16 | 1987-12-29 | Westinghouse Electric Corp. | Spectral shift reactor control method |
| JPS5934189A (ja) * | 1982-08-20 | 1984-02-24 | 株式会社東芝 | 高速増殖炉 |
| JPS5984184A (ja) * | 1982-11-05 | 1984-05-15 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
| JPS603585A (ja) * | 1983-06-22 | 1985-01-09 | 株式会社日立製作所 | 高速増殖炉 |
| 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 |
| US4609522A (en) * | 1984-02-03 | 1986-09-02 | Westinghouse Electric Corp. | Mechanical drive system for moving fuel |
| FR2565396B1 (fr) * | 1984-05-30 | 1989-06-30 | Framatome Sa | Procede d'exploitation d'un reacteur a eau legere et a variation de spectre |
| US4668468A (en) * | 1984-06-01 | 1987-05-26 | Electric Power Research Institute, Inc. | Reactivity control of nuclear fuel pellets by volumetric redistribution of fissile, fertile and burnable poison material |
| JPH0656426B2 (ja) * | 1984-10-12 | 1994-07-27 | 株式会社日立製作所 | 高速増殖炉 |
| US4717528A (en) * | 1985-02-19 | 1988-01-05 | Westinghouse Electric Corp. | Control rod control system |
| JPH0664169B2 (ja) * | 1986-02-27 | 1994-08-22 | 株式会社日立製作所 | 原子炉制御棒 |
| US4711753A (en) * | 1986-03-19 | 1987-12-08 | Westinghouse Electric Corp. | Calibration of a nuclear reactor core parameter predictor |
| JPH0652316B2 (ja) * | 1986-05-27 | 1994-07-06 | 株式会社東芝 | 制御棒寿命予測装置 |
| JPH06105313B2 (ja) * | 1987-09-22 | 1994-12-21 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 高速増殖炉用炉心内核計装 |
| JPH01129192A (ja) * | 1987-11-16 | 1989-05-22 | Hitachi Ltd | 制御棒 |
| US5034185A (en) * | 1988-02-09 | 1991-07-23 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Control blade for nuclear reactor |
| JP2544437B2 (ja) * | 1988-04-15 | 1996-10-16 | 株式会社日立製作所 | 制御棒 |
| US5136619A (en) | 1989-02-13 | 1992-08-04 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Thermal breeder fuel enrichment zoning |
| US4941158A (en) * | 1989-03-30 | 1990-07-10 | The Babcock & Wilcox Company | Nuclear reactivity control configuration |
| US5011649A (en) * | 1989-12-15 | 1991-04-30 | Ginsberg Arthur P | Calibration of rod position indicators |
| US5112565A (en) * | 1990-01-03 | 1992-05-12 | Ball Russell M | Nuclear reactor multi-state digital control using digital topology |
| JPH04254791A (ja) * | 1991-02-06 | 1992-09-10 | Toshiba Corp | 高速増殖炉 |
| JPH04264292A (ja) * | 1991-02-18 | 1992-09-21 | Hitachi Ltd | 燃料フォロア付制御棒と制御棒駆動方法及びその駆動装置並びに原子力発電プラントと原子炉運転制御方法 |
| JPH04299287A (ja) * | 1991-03-28 | 1992-10-22 | Toshiba Corp | 高速炉用炉心 |
| US5349541A (en) * | 1992-01-23 | 1994-09-20 | Electric Power Research Institute, Inc. | Method and apparatus utilizing neural networks to predict a specified signal value within a multi-element system |
| JPH07503545A (ja) * | 1992-02-04 | 1995-04-13 | ラドコウスキィ・トリウム・パワー・コーポレイション | トリウムを経済的に利用する非増殖型の軽水原子炉 |
| EP0796495B1 (de) * | 1994-12-08 | 1998-08-12 | Siemens Aktiengesellschaft | System und verfahren zur steuerung von steuerstäben einer kernkraftanlage |
| RU2101788C1 (ru) * | 1996-11-06 | 1998-01-10 | Государственное предприятие Московский завод полиметаллов | Регулирующий стержень корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора |
| JPH10288688A (ja) * | 1997-04-15 | 1998-10-27 | Toshiba Corp | 原子炉用制御棒 |
| JPH10300877A (ja) * | 1997-04-24 | 1998-11-13 | Toshiba Corp | 軽水炉用燃料集合体 |
| US6047037A (en) * | 1997-05-19 | 2000-04-04 | Combustion Engineering, Inc. | Multi-lift tool and method for moving control rods in a nuclear reactor |
| JPH11101890A (ja) * | 1997-09-26 | 1999-04-13 | Toshiba Corp | 原子炉内出力監視装置 |
| JP3370274B2 (ja) * | 1998-05-22 | 2003-01-27 | 株式会社日立製作所 | 熱的制限値監視装置 |
| JP2000019282A (ja) * | 1998-06-30 | 2000-01-21 | Toshiba Corp | 軽水炉用燃料集合体 |
| JP2000162374A (ja) * | 1998-11-26 | 2000-06-16 | Hitachi Ltd | 中性子照射量演算方法及び炉心性能計算装置 |
| ZA992247B (en) * | 1999-03-23 | 2001-01-31 | Forschungszentrum Juelich Gmbh | Reactor system and control method and means. |
| ZA992246B (en) * | 1999-03-23 | 1999-12-29 | Forschungszentrum Juelich Gmbh | Reactor, control system and method. |
| JP2001033578A (ja) * | 1999-07-22 | 2001-02-09 | Toshiba Corp | 制御棒監視制御システムおよびプログラムを記憶した記憶媒体 |
| JP2002122687A (ja) * | 2000-10-17 | 2002-04-26 | Toshiba Corp | 原子炉炉心および原子炉運転方法 |
| DE60209474T2 (de) * | 2001-03-29 | 2006-10-12 | Pebble Bed Modular Reactor (Proprietary) Ltd. | Verfahren und vorrichtung zur regelung der temperatur des auslasses eines kernreaktors |
| RU2202131C1 (ru) * | 2002-01-29 | 2003-04-10 | Государственное предприятие "Московский завод полиметаллов" | Поглощающий элемент ядерного реактора на быстрых нейтронах |
| US7693249B2 (en) * | 2003-01-31 | 2010-04-06 | Global Nuclear Fuel - Americas, Llc | Method of improving nuclear reactor performance |
| RU2231142C1 (ru) * | 2003-07-22 | 2004-06-20 | Государственное предприятие "Московский завод полиметаллов" | Регулирующий орган ядерного реактора на быстрых нейтронах |
| JP2005061951A (ja) * | 2003-08-11 | 2005-03-10 | Toshiba Corp | 制御棒引抜監視装置 |
| WO2006096505A2 (en) * | 2005-03-04 | 2006-09-14 | Holden Charles S | Non proliferating thorium nuclear fuel |
| US7512207B2 (en) * | 2005-04-12 | 2009-03-31 | General Electric Company | Apparatus for delivering a tool into a submerged bore |
| JP2007064635A (ja) * | 2005-08-29 | 2007-03-15 | Toshiba Corp | 原子炉状態監視装置および原子炉状態監視方法 |
| RU2330338C2 (ru) * | 2006-08-29 | 2008-07-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" | Устройство аварийной защиты ядерного реактора |
| US8971474B2 (en) * | 2006-11-28 | 2015-03-03 | Terrapower, Llc | Automated nuclear power reactor for long-term operation |
| 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 |
| 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 |
| US7532698B2 (en) * | 2006-11-29 | 2009-05-12 | Global Nuclear Fuel - Americas, Llc | Systems and methods of predicting a critical effective k for a nuclear reactor |
| US20090034674A1 (en) * | 2007-07-30 | 2009-02-05 | Burger Joseph M | Nuclear reactor control rod |
| US8553829B2 (en) * | 2007-09-26 | 2013-10-08 | Areva Np Sas | Reduced order stress model for online maneuvering, diagnostics of fuel failure and design of core loading patterns of light water reactors |
| 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
- 2010-11-05 JP JP2012537856A patent/JP6037835B2/ja not_active Expired - Fee Related
- 2010-11-05 KR KR1020127014607A patent/KR20120093331A/ko active IP Right Grant
- 2010-11-05 JP JP2012537860A patent/JP6026886B2/ja not_active Expired - Fee Related
- 2010-11-05 WO PCT/US2010/002908 patent/WO2011093843A2/en active Application Filing
- 2010-11-05 CN CN201080060900.5A patent/CN102714065B/zh not_active Expired - Fee Related
- 2010-11-05 RU RU2012120921/07A patent/RU2555363C9/ru not_active IP Right Cessation
- 2010-11-05 RU RU2012120914/07A patent/RU2553979C9/ru not_active IP Right Cessation
- 2010-11-05 WO PCT/US2010/002904 patent/WO2011093840A2/en active Application Filing
- 2010-11-05 EP EP10844849.9A patent/EP2497090A4/en not_active Withdrawn
- 2010-11-05 CN CN201080060901.XA patent/CN102725800B/zh not_active Expired - Fee Related
- 2010-11-05 KR KR1020127014608A patent/KR20120083513A/ko active IP Right Grant
- 2010-11-05 CN CN201080060897.7A patent/CN102714063B/zh not_active Expired - Fee Related
- 2010-11-05 EP EP10844850.7A patent/EP2497086B1/en not_active Not-in-force
- 2010-11-05 RU RU2012120922/07A patent/RU2553468C2/ru not_active IP Right Cessation
- 2010-11-05 EP EP10844846A patent/EP2499643A2/en not_active Withdrawn
- 2010-11-05 JP JP2012537859A patent/JP6071555B2/ja not_active Expired - Fee Related
- 2010-11-05 KR KR1020127014606A patent/KR20120087166A/ko active IP Right Grant
- 2010-11-05 WO PCT/US2010/002910 patent/WO2011093844A2/en active Application Filing
Also Published As
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2012120922A (ru) | Системы и способы регулирования реактивности в реакторе ядерного деления | |
| RU2012145866A (ru) | Управляемая ускорителем ядерная система с регулированием эффективного коэффициента размножения нейтронов | |
| US20190392959A1 (en) | Predicting Multiple Nuclear Fuel Failures, Failure Locations and Thermal Neutron Flux 3D Distributions Using Artificial Intelligent and Machine Learning | |
| CN109903866A (zh) | 一种监测次临界反应堆反应性的方法 | |
| Patra et al. | Crystal plasticity modeling of irradiation growth in Zircaloy-2 | |
| Ma et al. | A three-dimensional axial fuel relocation framework with discrete element method to support burnup extension | |
| Hursin et al. | Analysis of the core power response during a PWR rod ejection transient using the PARCS nodal code and the DeCART MOC code | |
| Daeubler et al. | Development of a high-fidelity Monte Carlo thermal-hydraulics coupled code system Serpent/SUBCHANFLOW–first results | |
| Chen et al. | Solution of point reactor neutron kinetics equations with temperature feedback by singularly perturbed method | |
| CN108982308B (zh) | 一种基于dsp飞灰含碳量测量的实时多任务调度方法 | |
| Soneda et al. | Characteristics of the new embrittlement correlation method for the Japanese reactor pressure vessel steels | |
| Yang et al. | The prediction for output of blast furnace gas based on genetic algorithm and LSSVM | |
| CN109034275A (zh) | 多晶硅还原工序能耗值的预测方法、系统、介质及设备 | |
| Mannheim et al. | Long-term microstructural evolution of tungsten under heat and neutron loads | |
| Yu et al. | Failure probability study of HTR graphite component using microstructure-based model | |
| RU2362222C1 (ru) | Способ определения подкритичности остановленной ядерной установки без выхода в критическое состояние | |
| Cui et al. | Determinants of the variance of estimations on China's carbon emission: Based on meta-analysis | |
| Saghafi | A sensitivity study on cut frequency of FFTBM for quantitative assessment of thermal-hydraulic modeling by MELCOR code | |
| 张烨方 et al. | Lightning Nowcasting Early Warning Model Based on Convolutional Neural Network | |
| Loi et al. | OpenMC Analysis of TRIGA Mark II Reactor Void and Temperature Reactivity Coefficients | |
| Rozzia et al. | Capabilities of TRANSURANUS code in simulating inception of melting in FBR MOX fuel | |
| Olson | Consolidator's Report for the SPERT-III Benchmark | |
| Guanhua et al. | Research and Platform Development of Multi-physical Coupling Scheme Based on Unified Framework | |
| Frepoli et al. | Scaling, Uncertainty, and 3D Coupled Code Calculations in Nuclear Technology | |
| Park et al. | Calibration method of liquid zone controller using the ex-core detector signal of CANDU 6 reactor |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| HZ9A | Changing address for correspondence with an applicant | ||
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20191106 |