RU2012140426A - Небольшая атомная электростанция на быстрых нейтронах с длительным интервалом замены топлива - Google Patents
Небольшая атомная электростанция на быстрых нейтронах с длительным интервалом замены топлива Download PDFInfo
- Publication number
- RU2012140426A RU2012140426A RU2012140426/07A RU2012140426A RU2012140426A RU 2012140426 A RU2012140426 A RU 2012140426A RU 2012140426/07 A RU2012140426/07 A RU 2012140426/07A RU 2012140426 A RU2012140426 A RU 2012140426A RU 2012140426 A RU2012140426 A RU 2012140426A
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactor
- fuel
- core
- nuclear
- wedge
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract 27
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 claims abstract 12
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 claims abstract 7
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 claims abstract 6
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims abstract 6
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims abstract 6
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 claims abstract 6
- 239000011734 sodium Substances 0.000 claims abstract 6
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract 6
- 230000005611 electricity Effects 0.000 claims abstract 5
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims abstract 4
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract 3
- 239000011195 cermet Substances 0.000 claims abstract 3
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract 3
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 claims abstract 3
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims abstract 3
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims abstract 3
- 238000000034 method Methods 0.000 claims 10
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims 8
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims 8
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims 2
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims 2
- 230000006835 compression Effects 0.000 claims 1
- 238000007906 compression Methods 0.000 claims 1
- 230000020169 heat generation Effects 0.000 claims 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
-
- 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
-
- 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
-
- 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
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/02—Details
- G21C5/06—Means for locating or supporting fuel 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
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
- G21C9/027—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency by fast movement of a solid, e.g. pebbles
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (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. Система ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащая:реактор, который содержит:бассейн реактора;активную зону реактора, которая расположена внутри бассейна реактора и содержит топливную загрузку из металлического или металлокерамического топлива, при этом в качестве теплопередающей среды используется жидкий натрий; инасос для обеспечения циркуляции жидкого натрия через теплообменник; и по меньшей мере, одну систему пассивной безопасности, получающую отклики по реакционной способности;по меньшей мере, одну систему пассивного отслеживания нагрузки в электросети;неядерное оборудование АЭС, не соответствующее нормам радиационной безопасности; иреактор для выработки тепла, приводящий в действие тепловой преобразователь со сверхкритическим CO, использующий цикл Брайтона и обладающий коэффициентом преобразования примерно 40% или более;при этом реактор является модульным, а система выполнена с возможностью выработки примерно от 50 до 100 МВт электроэнергии.2. Система по п.1, дополнительно содержащая небольшую по объему защитную конструкцию, состоящую из защитной емкости и купола над настилом реактора, причем небольшая по объему защитная конструкция помещена в шахтную защитную, сейсмоустойчивую конструкцию.3. Система по п.1, в которой на объекте отсутствует оборудование по перегрузке топлива или склад топлива.4. Система по п.1, в которой первая загрузка состоит из обогащенного урана с обогащением примерно менее 20%, а все последующие загрузки состоят из переработанного урана, трансурановых материалов и циркония.5. Система по п.1, в которой интервал перегрузки топлива составляет примерно 20 лет, причем во вр
Claims (24)
1. Система ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащая:
реактор, который содержит:
бассейн реактора;
активную зону реактора, которая расположена внутри бассейна реактора и содержит топливную загрузку из металлического или металлокерамического топлива, при этом в качестве теплопередающей среды используется жидкий натрий; и
насос для обеспечения циркуляции жидкого натрия через теплообменник; и по меньшей мере, одну систему пассивной безопасности, получающую отклики по реакционной способности;
по меньшей мере, одну систему пассивного отслеживания нагрузки в электросети;
неядерное оборудование АЭС, не соответствующее нормам радиационной безопасности; и
реактор для выработки тепла, приводящий в действие тепловой преобразователь со сверхкритическим CO2, использующий цикл Брайтона и обладающий коэффициентом преобразования примерно 40% или более;
при этом реактор является модульным, а система выполнена с возможностью выработки примерно от 50 до 100 МВт электроэнергии.
2. Система по п.1, дополнительно содержащая небольшую по объему защитную конструкцию, состоящую из защитной емкости и купола над настилом реактора, причем небольшая по объему защитная конструкция помещена в шахтную защитную, сейсмоустойчивую конструкцию.
3. Система по п.1, в которой на объекте отсутствует оборудование по перегрузке топлива или склад топлива.
4. Система по п.1, в которой первая загрузка состоит из обогащенного урана с обогащением примерно менее 20%, а все последующие загрузки состоят из переработанного урана, трансурановых материалов и циркония.
5. Система по п.1, в которой интервал перегрузки топлива составляет примерно 20 лет, причем во время перегрузки топлива активная зона реактора заменяется полностью.
6. Система по п.1, дополнительно содержащая один или несколько кластеров из нескольких сборок.
7. Система по п.6, в которой один или несколько кластеров из нескольких сборок имеют пониженную удельную мощность (кВт тепловой энергии/кг топлива), позволяющую осуществлять перегрузку топлива через длительные интервалы, а также позволяющую начинать перегрузку топлива примерно через две недели после остановки реактора.
8. Система по п.1, дополнительно содержащая съемный и регулируемый клин в активной зоне реактора на уровне загрузочных корзин, расположенных над активной зоной, предназначенный для сжатия активной зоны и корректирующей подстройки откликов по реакционной способности.
9. Система по п.1, в которой тепловой кпд системы составляет примерно от 39% до примерно 41%.
10. Система по п.1, в которой внутренний коэффициент воспроизводства составляет около единицы.
11. Способ получения ядерной энергии, включающий в себя:
обеспечение системы ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащей:
реактор, который содержит:
бассейн реактора;
активную зону реактора, расположенную внутри бассейна реактора и содержащую топливную загрузку из металлического или металлокерамического топлива, при этом в качестве теплопередающей среды используется жидкий натрий; и
насос для обеспечения циркуляции жидкого натрия через теплообменник; и
по меньшей мере, одну систему пассивной безопасности с откликами по реакционной способности;
по меньшей мере, одну систему пассивного отслеживания нагрузки в электросети;
неядерное оборудование АЭС, не соответствующее нормам радиационной безопасности; и
реактор для выработки тепла, приводящий в действие преобразователь энергии со сверхкритическим СО2, использующий цикл Брайтона и обладающий коэффициентом преобразования примерно 40% или более,
запуск системы;
преобразование тепла в электричество; и
снабжение электричеством,
при этом реактор является модульным, а система выполнена с возможностью выработки примерно от 50 до 100 МВт электроэнергии.
12. Способ по п.11, в котором реактор дополнительно содержит небольшую по объему защитную конструкцию, состоящую из защитной емкости и купола над настилом реактора, причем небольшая по объему защитная конструкция помещена в шахтную защитную, сейсмоустойчивую конструкцию.
13. Способ по п.11, в котором на объекте отсутствует оборудование по перегрузке топлива или склад топлива.
14. Способ по п.11, в котором первая загрузка состоит из обогащенного урана с обогащением примерно менее 20%, а последующие загрузки состоят из переработанного урана, трансурановых материалов и циркония.
15. Способ по п.11, в котором интервал перегрузки топлива составляет примерно 20 лет, причем во время перегрузки топлива активная зона реактора заменяется полностью.
16. Способ по п.11, в котором реактор дополнительно содержит один или несколько кластеров из нескольких сборок.
17. Способ по п.16, в котором один или несколько кластеров из нескольких сборок имеют пониженную удельную мощность (кВт тепловой энергии/кг топлива), позволяющую осуществлять перегрузку топлива через длительные интервалы, а также позволяющую начинать перегрузку топлива примерно через две недели после остановки реактора.
18. Способ по п.11, в котором реактор дополнительно содержит съемный и регулируемый клин в активной зоне реактора на уровне загрузочных корзин, расположенных над активной зоной, предназначенный для сжатия активной зоны и корректирующей подстройки откликов по реакционной способности.
19. Способ по п.11, в котором тепловой кпд системы составляет примерно от 39% до примерно 41%.
20. Способ по п.11, в котором внутренний коэффициент воспроизводства составляет около единицы.
21. Система сжатия активной зоны реактора, содержащая:
активную зону реактора, содержащую одну или несколько канализированных тепловыделяющих сборок, а также центральную область сборки активной зоны;
одну или несколько верхних загрузочных корзин, сопряженных с каждой из одной или нескольких канализированных тепловыделяющих сборок рядом с верхними торцами одной или нескольких канализированных тепловыделяющих сборок;
одну или несколько загрузочных корзин, расположенных над активной зоной и сопряженных с каждой из одной или нескольких канализированных тепловыделяющих сборок снизу одной или нескольких верхних загрузочных корзин;
активную зону, образующую кольцо, расположенное вокруг реактора примерно на уровне верхней загрузочной корзины, причем кольцо, образующее активную зону, соприкасается с одной или несколькими верхними загрузочными корзинами во время работы активной зоны реактора;
съемный и регулируемый клин, вставляемый в центральную сборную область активной зоны реактора; и
приводное устройство клина, соединенное с клином для введения, удаления и регулирования положения клина.
22. Система по п.21, в которой клин вставляется примерно на уровне загрузочных корзин, расположенных над активной зоной, для сжатия активной зоны и корректирующей подстройки откликов по реакционной способности.
23. Система по п.21, в которой приводное устройство клина выполнено с возможностью теплового расширения для корректирующей подстройки отклика по реакционной способности.
24. Система по п.21, в которой во время проведения операции по перегрузке топлива клин ослабляется и удаляется.
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US30675410P | 2010-02-22 | 2010-02-22 | |
| US61/306,754 | 2010-02-22 | ||
| PCT/US2011/025455 WO2011142869A2 (en) | 2010-02-22 | 2011-02-18 | Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval |
Related Child Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2016131332A Division RU2713473C2 (ru) | 2010-02-22 | 2011-02-18 | Система ядерного реактора и способ получения ядерной энергии |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2012140426A true RU2012140426A (ru) | 2014-03-27 |
| RU2596160C2 RU2596160C2 (ru) | 2016-08-27 |
Family
ID=44476489
Family Applications (2)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2012140426/07A RU2596160C2 (ru) | 2010-02-22 | 2011-02-18 | Небольшая атомная электростанция на быстрых нейтронах с длительным интервалом замены топлива |
| RU2016131332A RU2713473C2 (ru) | 2010-02-22 | 2011-02-18 | Система ядерного реактора и способ получения ядерной энергии |
Family Applications After (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2016131332A RU2713473C2 (ru) | 2010-02-22 | 2011-02-18 | Система ядерного реактора и способ получения ядерной энергии |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (4) | US8767902B2 (ru) |
| JP (2) | JP6001457B2 (ru) |
| KR (1) | KR101834845B1 (ru) |
| RU (2) | RU2596160C2 (ru) |
| WO (1) | WO2011142869A2 (ru) |
Families Citing this family (25)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9008259B2 (en) | 2010-01-13 | 2015-04-14 | Advanced Reactor Concepts LLC | Sheathed, annular metal nuclear fuel |
| JP6001457B2 (ja) | 2010-02-22 | 2016-10-05 | アドバンスト・リアクター・コンセプツ・エルエルシー | 長い燃料交換間隔を有する小型の高速中性子スペクトル原子力発電所の高速中性子スペクトル原子炉システム、原子力を提供する方法、及び、炉心の締め付けのためのシステム |
| US8726989B2 (en) * | 2010-07-14 | 2014-05-20 | Donald Nevin | Method for removing contaminants from wastewater in hydraulic fracturing process |
| CA2860823A1 (en) * | 2011-12-20 | 2013-06-27 | Nihon Nature Cell Co., Ltd. | Compact nuclear power generation system |
| US9540999B2 (en) | 2012-01-17 | 2017-01-10 | Peregrine Turbine Technologies, Llc | System and method for generating power using a supercritical fluid |
| JP6336986B2 (ja) * | 2012-09-12 | 2018-06-06 | ロゴス テクノロジーズ リミティド ライアビリティ カンパニー | モジュール型の可搬式原子力発電機および当該可搬式原子力発電機への燃料補給方法 |
| US9881706B2 (en) * | 2013-08-23 | 2018-01-30 | Global Energy Research Associates, LLC | Nuclear powered rotary internal engine apparatus |
| US11557404B2 (en) | 2013-08-23 | 2023-01-17 | Global Energy Research Associates, LLC | Method of using nanofuel in a nanofuel internal engine |
| US9947423B2 (en) | 2013-08-23 | 2018-04-17 | Global Energy Research Associates, LLC | Nanofuel internal engine |
| US11450442B2 (en) | 2013-08-23 | 2022-09-20 | Global Energy Research Associates, LLC | Internal-external hybrid microreactor in a compact configuration |
| RU2542740C1 (ru) * | 2013-11-11 | 2015-02-27 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Ядерный реактор для сжигания трансурановых химических элементов |
| EP2899725B1 (en) * | 2014-01-27 | 2018-04-25 | Urenco Limited | Controlling the temperature of uranium material in a uranium enrichment facility |
| CN106574552B (zh) | 2014-02-26 | 2018-08-14 | 派瑞格恩涡轮技术有限公司 | 具有部分回收流动路径的动力生成系统和方法 |
| KR102374678B1 (ko) * | 2014-04-14 | 2022-03-14 | 어드밴스드 리액터 컨셉트 엘엘씨 | 금속 합금 매트릭스에 분산된 세라믹 핵연료 |
| US10254048B2 (en) | 2014-08-22 | 2019-04-09 | Peregrine Turbine Technologies, Llc | Heat exchanger for a power generation system |
| JP2016156729A (ja) * | 2015-02-25 | 2016-09-01 | 株式会社 シー・アール・ワイ | 原子炉 |
| CN105280250A (zh) * | 2015-09-15 | 2016-01-27 | 西安交通大学 | 用于蒸汽发生器和乏燃料水池的非能动冷却系统及方法 |
| CN105405475B (zh) * | 2015-10-30 | 2017-04-19 | 西安交通大学 | 长寿命超临界二氧化碳冷却小堆 |
| US10991468B2 (en) | 2016-04-26 | 2021-04-27 | Clear Inc. | Load-following nuclear reactor system using thermal expansion-based neutron reflector movement and fuel assembly interval adjustment mechanisms and liquid metal primary coolant |
| RU2018145665A (ru) * | 2016-06-03 | 2020-07-09 | Эдвансед Реактор Консептс Ллк | Наращивание выходной мощности ранее развернутых атомных электростанций |
| CN106128517B (zh) * | 2016-06-24 | 2017-11-28 | 西安交通大学 | 一种采用棒状燃料组件的超临界二氧化碳冷却小堆 |
| US20190206580A1 (en) * | 2016-12-11 | 2019-07-04 | Advanced Reactor Concepts LLC | Small modular reactor power plant with load following and cogeneration capabilities and methods of using |
| CN109616229A (zh) * | 2019-01-11 | 2019-04-12 | 哈尔滨电气股份有限公司 | 用于钠冷快堆的梯级供热超临界二氧化碳循环热电联供系统 |
| RU2764061C1 (ru) * | 2021-07-29 | 2022-01-13 | Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» | Узел крепления тепловыделяющей сборки ядерного реактора |
| CN115234330B (zh) * | 2022-08-30 | 2024-05-07 | 西安热工研究院有限公司 | 一种高效安全的空间核电源系统及其工作方法 |
Family Cites Families (159)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US1624704A (en) | 1926-03-15 | 1927-04-12 | Lamore Tile Machine Company | Pneumatic core for block machines |
| US3197375A (en) * | 1958-10-28 | 1965-07-27 | Dow Chemical Co | Nuclear power reactor |
| US3098024A (en) | 1959-01-27 | 1963-07-16 | Engelhard Ind Inc | Composite fuel elements for nuclear reactors |
| US2983663A (en) * | 1959-02-10 | 1961-05-09 | Charles H Bassett | Fuel element for nuclear reactors |
| US2992179A (en) * | 1959-03-17 | 1961-07-11 | Charles H Bassett | Fuel element for nuclear reactors |
| NL261178A (ru) | 1960-03-07 | 1900-01-01 | ||
| DE1464128A1 (de) * | 1961-06-27 | 1969-03-27 | Westinghouse Electric Corp | Langgestreckte Bauelemente und Verfahren zu ihrer Herstellung |
| US3178354A (en) * | 1961-07-25 | 1965-04-13 | Jackson & Moreland Inc | Steam cooled nuclear reactor system with improved fuel element assembly |
| BE639122A (ru) * | 1962-10-26 | |||
| NL301862A (ru) | 1962-12-26 | 1900-01-01 | ||
| DE1199748B (de) | 1963-05-15 | 1965-09-02 | Kernforschung Mit Beschraenkte | Verfahren zum Aufarbeiten von bestrahlten Kernbrennstoffen |
| US3372213A (en) | 1963-12-16 | 1968-03-05 | Sumitomo Electric Industries | Method of manufacturing oxide nuclear fuel containing a boride |
| US3328133A (en) | 1964-02-10 | 1967-06-27 | Japan Atomic Energy Res Inst | Method for direct recovery of plutonium from irradiated nuclear fuel |
| GB1051954A (ru) | 1964-04-08 | |||
| GB1102815A (en) | 1964-06-02 | 1968-02-14 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactors |
| FR1437073A (fr) * | 1964-06-11 | 1966-07-22 | Atomic Energy Board | élément de combustion pour réacteur nucléaire et ses applications |
| US3413383A (en) | 1964-10-28 | 1968-11-26 | Hitachi Ltd | Vibratory compaction method for the fabrication of ceramic nuclear fuel elements |
| US3215608A (en) * | 1965-02-19 | 1965-11-02 | Ralph W Guenther | Nuclear reactor core clamping system |
| US4147590A (en) | 1965-09-01 | 1979-04-03 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Nuclear propulsion apparatus with alternate reactor segments |
| GB1198051A (en) | 1966-06-21 | 1970-07-08 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to Ceramic Nuclear Fuel Materials |
| GB1246275A (en) * | 1967-12-20 | 1971-09-15 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactor fuel elements |
| US3627634A (en) | 1968-11-26 | 1971-12-14 | Gen Electric | Nuclear reactor core clamping system |
| SE324019B (ru) * | 1968-12-02 | 1970-05-19 | Asea Ab | |
| JPS5014318B1 (ru) | 1969-02-05 | 1975-05-27 | ||
| DE1926827A1 (de) | 1969-05-27 | 1970-12-03 | Kernforschungsanlage Juelich | Verfahren zum Aufarbeiten von Brenn- und/oder Brutelementen fuer Kernreaktoren |
| BE754855A (fr) | 1969-08-14 | 1971-02-15 | Westinghouse Electric Corp | Element combustible a pression interne |
| US3682774A (en) * | 1969-09-26 | 1972-08-08 | North American Rockwell | Core clamping system for a nuclear reactor |
| US3708393A (en) * | 1970-12-01 | 1973-01-02 | Atomic Energy Commission | Radial restraint mechanism for reactor core |
| US3778348A (en) * | 1971-02-12 | 1973-12-11 | Atomic Energy Commission | Nuclear fuel element with axially aligned fuel pellets and fuel microspheres therein |
| US3683975A (en) | 1971-02-12 | 1972-08-15 | Atomic Energy Commission | Method of vibratory loading nuclear fuel elements |
| US3823067A (en) * | 1971-08-02 | 1974-07-09 | United Nuclear Corp | Shaped nuclear fissionable bodies |
| JPS549279B2 (ru) * | 1972-07-12 | 1979-04-23 | ||
| SE383223B (sv) | 1973-02-02 | 1976-03-01 | Atomenergi Ab | Kernbrensleelement for kraftreaktorer. |
| JPS5014318A (ru) | 1973-06-06 | 1975-02-14 | ||
| US4050638A (en) * | 1974-04-24 | 1977-09-27 | Ngk Insulators, Ltd. | Radioactive matter containing waste gas treating installation |
| US4000617A (en) * | 1975-01-27 | 1977-01-04 | General Atomic Company | Closed cycle gas turbine system |
| US4057465A (en) * | 1975-08-08 | 1977-11-08 | Westinghouse Electric Corporation | Nuclear reactor auxiliary heat removal system |
| JPS5847039B2 (ja) | 1977-04-01 | 1983-10-20 | 石川島播磨重工業株式会社 | 核燃料の処理方法及び核方法に用いる処理装置 |
| US4131511A (en) * | 1977-02-04 | 1978-12-26 | Combustion Engineering, Inc. | Nuclear fuel element |
| JPS5433991A (en) * | 1977-08-19 | 1979-03-13 | Hitachi Ltd | Fast breeder |
| SU714505A1 (ru) * | 1978-01-19 | 1980-02-05 | Государственный Научно-Исследовательский Институт Им. Г.М.Кржижановского | Ядерна энергетическа установка |
| US4257846A (en) * | 1978-01-19 | 1981-03-24 | Westinghouse Electric Corp. | Bi-brayton power generation with a gas-cooled nuclear reactor |
| US4292127A (en) | 1978-04-14 | 1981-09-29 | United Kingdom Atomic Energy Authority | Nuclear fuel pins |
| USRE31697E (en) * | 1978-06-06 | 1984-10-09 | Kms Fusion, Inc. | Radiolytic dissociative gas power conversion cycles |
| US4229942A (en) * | 1978-06-06 | 1980-10-28 | Kms Fusion, Inc. | Radiolytic dissociative gas power conversion cycles |
| US4257847A (en) * | 1978-10-06 | 1981-03-24 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Nuclear breeder reactor fuel element with axial tandem stacking and getter |
| DE3016402A1 (de) * | 1980-04-29 | 1981-11-05 | GHT Gesellschaft für Hochtemperaturreaktor-Technik mbH, 5060 Bergisch Gladbach | Hochtemperaturreaktor in modul-bauweise |
| JPS57184510A (en) | 1981-05-07 | 1982-11-13 | Nippon Kokan Kk <Nkk> | Automatic measuring method of pressing center of extrusion press and its device |
| JPS5983082A (ja) * | 1982-11-04 | 1984-05-14 | 株式会社日立製作所 | 高速増殖炉の炉心構造 |
| JPS5987696A (ja) | 1982-11-10 | 1984-05-21 | アドバンスト・マイクロ・デイバイシズ・インコ−ポレ−テツド | センス率の制御装置 |
| US4548347A (en) | 1982-11-30 | 1985-10-22 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Automated fuel pin loading system |
| US4508677A (en) * | 1983-02-09 | 1985-04-02 | General Electric Company | Modular nuclear reactor for a land-based power plant and method for the fabrication, installation and operation thereof |
| SE436078B (sv) * | 1983-03-30 | 1984-11-05 | Asea Atom Ab | Brenslestav for kernreaktor brenslestav for kernreaktor |
| US4853177A (en) * | 1983-05-06 | 1989-08-01 | The Babcock & Wilcox Company | Void plug for annular fuel pellets |
| US4526741A (en) * | 1983-06-10 | 1985-07-02 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Fuel assembly for the production of tritium in light water reactors |
| US4624828A (en) | 1983-12-29 | 1986-11-25 | Battelle Memorial Institute | Metal-actinide nitride nuclear fuel |
| JPS60181694A (ja) | 1984-02-28 | 1985-09-17 | 株式会社日立製作所 | 燃料要素の製造方法およびその装置 |
| US4863675A (en) * | 1984-10-04 | 1989-09-05 | General Atomics | Nuclear power system |
| US4717534A (en) | 1985-02-19 | 1988-01-05 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel cladding containing a burnable absorber |
| US4687605A (en) | 1985-02-19 | 1987-08-18 | Westinghouse Electric Corp. | Manufacturing automation system for nuclear fuel rod production |
| US4687629A (en) * | 1986-01-27 | 1987-08-18 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel rod with annular nuclear fuel pellets having same U-235 enrichment and different annulus sizes for graduated enrichment loading |
| JPS62207995A (ja) * | 1986-03-07 | 1987-09-12 | 株式会社東芝 | 高速増殖炉 |
| JPS633292A (ja) * | 1986-06-24 | 1988-01-08 | 株式会社東芝 | 高速増殖炉 |
| JPS6373191A (ja) * | 1986-09-17 | 1988-04-02 | 株式会社東芝 | 高速増殖炉の運転方法 |
| SU1764783A1 (ru) | 1986-12-08 | 1992-09-30 | Центральный научно-исследовательский дизельный институт | Способ лить чугунных полых заготовок |
| GB8707614D0 (en) * | 1987-03-31 | 1987-05-07 | Nat Nuclear Corp Ltd | Reactivity control in nuclear reactors |
| US4759911A (en) * | 1987-04-27 | 1988-07-26 | The Babcock & Wilcox Company | Gas cooled nuclear fuel element |
| GB2234849B (en) * | 1987-07-28 | 1991-05-01 | Nat Nuclear Corp Ltd | Nuclear reactor-based power source |
| US4859402A (en) * | 1987-09-10 | 1989-08-22 | Westinghouse Electric Corp. | Bottom supported liquid metal nuclear reactor |
| JPS6473290A (en) * | 1987-09-16 | 1989-03-17 | Westinghouse Electric Corp | Liquid metal fast furnace |
| USH689H (en) | 1987-11-24 | 1989-10-03 | The United States of America as reprsented by the United States Department of Energy | Fuel pin |
| JP2510648B2 (ja) | 1988-01-22 | 1996-06-26 | 株式会社日立製作所 | 燃料要素 |
| US4814046A (en) | 1988-07-12 | 1989-03-21 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Process to separate transuranic elements from nuclear waste |
| JPH02184792A (ja) | 1989-01-11 | 1990-07-19 | Hitachi Ltd | 原子炉の炉心 |
| US5044911A (en) | 1989-04-06 | 1991-09-03 | United States Department Of Energy | Apparatus for injection casting metallic nuclear energy fuel rods |
| US4971753A (en) | 1989-06-23 | 1990-11-20 | General Electric Company | Nuclear fuel element, and method of forming same |
| US4997596A (en) | 1989-09-18 | 1991-03-05 | General Electric Company | Fissionable nuclear fuel composition |
| DE3938345A1 (de) * | 1989-11-17 | 1991-05-23 | Interatom | Fluessigmetallgekuehlter kernreaktor |
| US5112534A (en) | 1990-03-05 | 1992-05-12 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Yttrium and rare earth stabilized fast reactor metal fuel |
| US6113982A (en) | 1990-06-25 | 2000-09-05 | Lanxide Technology Company, Lp | Composite bodies and methods for making same |
| FR2665290B1 (fr) * | 1990-07-24 | 1994-06-10 | Toshiba Kk | Reacteur rapide. |
| DE69119156T2 (de) | 1990-08-03 | 1997-01-09 | Toshiba Kawasaki Kk | Die Transmutation transuranischer Elemente ermöglichender Reaktorkern, die Transmutation transuranischer Elemente ermöglichender Brennstab und die Transmutation transuranischer Elemente ermöglichendes Brennstabbündel |
| DE4032521A1 (de) | 1990-10-11 | 1992-04-16 | Mannesmann Ag | Stranggiesskokille |
| JP2500390B2 (ja) * | 1990-12-14 | 1996-05-29 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 深海調査船用原子炉 |
| JPH04270992A (ja) * | 1991-02-27 | 1992-09-28 | Toshiba Corp | 免震高速増殖炉 |
| JP3031644B2 (ja) * | 1991-07-31 | 2000-04-10 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体及び炉心 |
| JP2703428B2 (ja) | 1991-08-29 | 1998-01-26 | 株式会社東芝 | 小型高速炉 |
| JPH0713662B2 (ja) * | 1992-01-06 | 1995-02-15 | 財団法人電力中央研究所 | 小型液体金属冷却高速炉 |
| US5219519A (en) | 1992-02-21 | 1993-06-15 | General Electric Company | Increased fuel column height for boiling water reactor fuel rods |
| US5317611A (en) * | 1992-05-05 | 1994-05-31 | Westinghouse Electric Corp. | Stackable truncated conical shell fuel element and an assembly thereof for a nuclear thermal engine |
| JP2740995B2 (ja) * | 1992-07-29 | 1998-04-15 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 液体金属冷却型高速炉及びそれを用いた発電システム |
| US5377246A (en) | 1992-10-28 | 1994-12-27 | General Electric Company | Elliptical metal fuel/cladding barrier and related method for improving heat transfer |
| JPH06194477A (ja) | 1992-12-24 | 1994-07-15 | Hitachi Ltd | 核燃料棒 |
| US5437747A (en) | 1993-04-23 | 1995-08-01 | General Electric Company | Method of fabricating zircalloy tubing having high resistance to crack propagation |
| US5519748A (en) | 1993-04-23 | 1996-05-21 | General Electric Company | Zircaloy tubing having high resistance to crack propagation |
| JPH06324169A (ja) | 1993-05-14 | 1994-11-25 | Central Res Inst Of Electric Power Ind | 高速増殖炉用金属燃料被覆管 |
| US5341407A (en) | 1993-07-14 | 1994-08-23 | General Electric Company | Inner liners for fuel cladding having zirconium barriers layers |
| JP2668646B2 (ja) | 1993-11-17 | 1997-10-27 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 高速炉炉心 |
| US5419886A (en) | 1994-03-08 | 1995-05-30 | Rockwell International Corporation | Method for generation of finely divided reactive plutonium oxide powder |
| JPH07294676A (ja) | 1994-04-27 | 1995-11-10 | Toshiba Corp | 燃料集合体および原子炉の炉心 |
| US5742653A (en) * | 1994-05-19 | 1998-04-21 | General Electric Company | Vertical and lateral restraint stabilizer for core shroud of boiling water reactor |
| US5608768A (en) * | 1995-01-17 | 1997-03-04 | General Electric Company | Threaded fuel rod end plugs and related method |
| US5502754A (en) * | 1995-02-02 | 1996-03-26 | General Electric Company | Lateral restraint for core plate of boiling water reactor |
| JPH0933687A (ja) | 1995-07-25 | 1997-02-07 | Hitachi Ltd | 使用済原子燃料の再処理方法 |
| JPH0943391A (ja) | 1995-07-27 | 1997-02-14 | Toshiba Corp | 核燃料リサイクルシステム |
| JPH0943389A (ja) | 1995-07-27 | 1997-02-14 | Toshiba Corp | アクチニドリサイクルシステム |
| US5828715A (en) | 1995-08-22 | 1998-10-27 | Hitachi, Ltd. | Fuel rods, its manufacturing method and fuel assembly |
| JPH09119994A (ja) | 1995-08-22 | 1997-05-06 | Hitachi Ltd | 燃料棒及びその製造方法並びに燃料集合体 |
| JPH09251088A (ja) | 1996-03-14 | 1997-09-22 | Toshiba Corp | 核燃料要素 |
| US6056703A (en) | 1996-04-03 | 2000-05-02 | Rush Presbyterian-St Luke's Medical Center | Method and apparatus for characterizing gastrointestinal sounds |
| US5711826A (en) | 1996-04-12 | 1998-01-27 | Crs Holdings, Inc. | Functionally gradient cladding for nuclear fuel rods |
| US5822388A (en) | 1996-11-15 | 1998-10-13 | Combustion Engineering Inc. | MOX fuel arrangement for nuclear core |
| JPH10170677A (ja) * | 1996-12-06 | 1998-06-26 | Kawasaki Heavy Ind Ltd | 高速炉燃料集合体のグリッドスペーサの構造 |
| JPH10319169A (ja) * | 1997-05-21 | 1998-12-04 | Japan Atom Energy Res Inst | ヘリウム冷却高速増殖炉 |
| RU2124767C1 (ru) | 1997-08-26 | 1999-01-10 | Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад. А.А.Бочвара | Твэл ядерного реактора |
| US6091791A (en) * | 1997-08-29 | 2000-07-18 | General Electric Company | Shroud attachment for a boiling water reactor |
| JPH11326571A (ja) | 1998-05-14 | 1999-11-26 | Central Res Inst Of Electric Power Ind | 原子炉用金属燃料要素 |
| KR100293482B1 (ko) | 1998-09-08 | 2001-07-12 | 이종훈 | 핵연료소결체의제조방법 |
| JP2000180572A (ja) * | 1998-12-15 | 2000-06-30 | Toshiba Corp | 液体金属冷却型原子炉 |
| US6233298B1 (en) * | 1999-01-29 | 2001-05-15 | Adna Corporation | Apparatus for transmutation of nuclear reactor waste |
| US6243433B1 (en) | 1999-05-14 | 2001-06-05 | General Electic Co. | Cladding for use in nuclear reactors having improved resistance to stress corrosion cracking and corrosion |
| US6298108B1 (en) | 1999-07-21 | 2001-10-02 | Yousef M. Farawila | Nuclear fuel rod with upward-shifted pellet stack and a device to realize same |
| US6259760B1 (en) * | 1999-09-08 | 2001-07-10 | Westinghouse Electric Company Llc | Unitary, transportable, assembled nuclear steam supply system with life time fuel supply and method of operating same |
| WO2001022883A1 (en) | 1999-09-29 | 2001-04-05 | Siemens Corporate Research, Inc. | Multi-modal cardiac diagnostic decision support system and method |
| US7139352B2 (en) * | 1999-12-28 | 2006-11-21 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Reactivity control rod for core |
| US6343107B1 (en) * | 2000-02-01 | 2002-01-29 | General Electric Company | Shroud repair apparatus |
| FR2805075B1 (fr) | 2000-02-15 | 2002-05-10 | Franco Belge Combustibles | Procede de controle d'une operation de fermeture etanche par soudage de l'extremite d'un canal de remplissage traversant le bouchon superieur d'un crayon de combustible nucleaire |
| WO2002021537A2 (en) * | 2000-09-04 | 2002-03-14 | Eskom | Nuclear reactor |
| JP2002131459A (ja) | 2000-10-25 | 2002-05-09 | Central Res Inst Of Electric Power Ind | 原子炉用金属燃料要素 |
| JP2002181976A (ja) | 2000-12-14 | 2002-06-26 | Central Res Inst Of Electric Power Ind | 原子炉及びこれを備える原子力プラント |
| US6888713B2 (en) | 2000-12-21 | 2005-05-03 | Douglas Wayne Stamps | Device and method to mitigate hydrogen explosions in vacuum furnaces |
| JP4312969B2 (ja) | 2001-03-02 | 2009-08-12 | 東京電力株式会社 | 使用済原子燃料の再処理方法 |
| WO2002071947A1 (en) | 2001-03-09 | 2002-09-19 | Biomedical Acoustic Research, Inc. | Acoustic detection of gastric motility dysfunction |
| JP3530939B2 (ja) | 2001-08-09 | 2004-05-24 | 東京工業大学長 | 原子炉プラント |
| JP2004101199A (ja) | 2002-09-04 | 2004-04-02 | Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects | 振動充填型原子炉燃料棒 |
| RU2244347C2 (ru) | 2002-10-24 | 2005-01-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Стержневой тепловыделяющий элемент водоводяного энергетического реактора |
| US6768781B1 (en) * | 2003-03-31 | 2004-07-27 | The Boeing Company | Methods and apparatuses for removing thermal energy from a nuclear reactor |
| JP2005232522A (ja) | 2004-02-18 | 2005-09-02 | Ebara Corp | 原子力発電プラントにおける水素製造システム |
| DE112005000402T5 (de) | 2004-02-18 | 2008-06-12 | Ebara Corp. | Verfahren und Vorrichtung zur Wasserstoffproduktion |
| JP4247410B2 (ja) | 2004-07-16 | 2009-04-02 | 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 | 使用済み燃料の再利用方法及び高速炉の炉心構造 |
| US7521007B1 (en) | 2004-10-04 | 2009-04-21 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Methods and apparatuses for the development of microstructured nuclear fuels |
| JP2006226905A (ja) | 2005-02-18 | 2006-08-31 | Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects | 金属燃料高速炉炉心 |
| US20080144762A1 (en) | 2005-03-04 | 2008-06-19 | Holden Charles S | Non Proliferating Thorium Nuclear Fuel Inert Metal Matrix Alloys for Fast Spectrum and Thermal Spectrum Thorium Converter Reactors |
| JP2006328260A (ja) | 2005-05-27 | 2006-12-07 | Japan Electronic Materials Corp | 熱交換媒体 |
| US7961835B2 (en) * | 2005-08-26 | 2011-06-14 | Keller Michael F | Hybrid integrated energy production process |
| JP4724848B2 (ja) * | 2006-04-21 | 2011-07-13 | 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 | 核熱利用コンバインドブレイトンサイクル発電システム装置 |
| FR2901627B1 (fr) | 2006-05-24 | 2009-05-01 | Commissariat Energie Atomique | Procede de retraitement d'un combustible nucleaire use et de preparation d'un oxyde mixte d'uranium et de plutonium |
| KR100804406B1 (ko) * | 2006-07-15 | 2008-02-15 | 한국원자력연구원 | 이중 냉각 핵연료봉의 상, 하부 봉단마개 |
| JP4936906B2 (ja) | 2007-01-11 | 2012-05-23 | 株式会社東芝 | 原子力システム |
| JP4825763B2 (ja) * | 2007-09-21 | 2011-11-30 | 株式会社東芝 | 反射体制御方式の高速炉 |
| CA2724582A1 (en) * | 2008-06-09 | 2009-12-17 | Nuclear Fuel Industries, Limited | Fuel for heavy water reactor or graphite reactor and process for producing the same |
| JP4909951B2 (ja) | 2008-07-14 | 2012-04-04 | 株式会社東芝 | 中性子遮蔽体 |
| KR101023233B1 (ko) * | 2009-04-06 | 2011-03-21 | 한국수력원자력 주식회사 | 무연삭 환형 핵연료 소결체 제조방법 |
| US8571167B2 (en) | 2009-06-01 | 2013-10-29 | Advanced Reactor Concepts LLC | Particulate metal fuels used in power generation, recycling systems, and small modular reactors |
| US9008259B2 (en) | 2010-01-13 | 2015-04-14 | Advanced Reactor Concepts LLC | Sheathed, annular metal nuclear fuel |
| JP6001457B2 (ja) | 2010-02-22 | 2016-10-05 | アドバンスト・リアクター・コンセプツ・エルエルシー | 長い燃料交換間隔を有する小型の高速中性子スペクトル原子力発電所の高速中性子スペクトル原子炉システム、原子力を提供する方法、及び、炉心の締め付けのためのシステム |
| JP5906408B2 (ja) * | 2011-07-15 | 2016-04-20 | パナソニックＩｐマネジメント株式会社 | 照明光通信装置及びそれを用いた照明器具、並びに照明システム |
| WO2014039641A2 (en) | 2012-09-05 | 2014-03-13 | Transatomic Power Corporation | Nuclear reactors and related methods and apparatus |
| KR102374678B1 (ko) | 2014-04-14 | 2022-03-14 | 어드밴스드 리액터 컨셉트 엘엘씨 | 금속 합금 매트릭스에 분산된 세라믹 핵연료 |
-
2011
- 2011-02-18 JP JP2012554058A patent/JP6001457B2/ja active Active
- 2011-02-18 US US13/030,740 patent/US8767902B2/en active Active
- 2011-02-18 RU RU2012140426/07A patent/RU2596160C2/ru active
- 2011-02-18 KR KR1020127021096A patent/KR101834845B1/ko active IP Right Grant
- 2011-02-18 WO PCT/US2011/025455 patent/WO2011142869A2/en active Application Filing
- 2011-02-18 RU RU2016131332A patent/RU2713473C2/ru active
-
2014
- 2014-05-30 US US14/291,890 patent/US9640283B2/en active Active
-
2016
- 2016-09-01 JP JP2016170494A patent/JP6407222B2/ja active Active
-
2017
- 2017-05-01 US US15/583,838 patent/US20170337992A1/en not_active Abandoned
-
2019
- 2019-07-22 US US16/518,925 patent/US20200027575A1/en not_active Abandoned
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP6407222B2 (ja) | 2018-10-17 |
| KR101834845B1 (ko) | 2018-03-06 |
| US20110206173A1 (en) | 2011-08-25 |
| US8767902B2 (en) | 2014-07-01 |
| JP2017015722A (ja) | 2017-01-19 |
| RU2713473C2 (ru) | 2020-02-05 |
| JP6001457B2 (ja) | 2016-10-05 |
| US20140321590A1 (en) | 2014-10-30 |
| RU2016131332A3 (ru) | 2019-11-20 |
| KR20120123085A (ko) | 2012-11-07 |
| US9640283B2 (en) | 2017-05-02 |
| JP2013520657A (ja) | 2013-06-06 |
| RU2016131332A (ru) | 2018-12-07 |
| WO2011142869A2 (en) | 2011-11-17 |
| RU2596160C2 (ru) | 2016-08-27 |
| US20170337992A1 (en) | 2017-11-23 |
| US20200027575A1 (en) | 2020-01-23 |
| WO2011142869A3 (en) | 2012-01-19 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2012140426A (ru) | Небольшая атомная электростанция на быстрых нейтронах с длительным интервалом замены топлива | |
| Reyes Jr | NuScale plant safety in response to extreme events | |
| US11120919B2 (en) | Small modular reactor fuel assembly | |
| US5116567A (en) | Nuclear reactor with bi-level core | |
| US3211621A (en) | Heterogeneous breeder or converter type neutronic reactor | |
| Shin et al. | Advanced passive design of small modular reactor cooled by heavy liquid metal natural circulation | |
| Alemberti et al. | ELSY—european LFR activities | |
| US20050069074A1 (en) | Nuclear plant spent fuel low temperature reactor | |
| WO2017056645A1 (ja) | 原子力プラントの解体方法 | |
| US20050013397A1 (en) | Method of and apparatus for transmuting radioactive waste | |
| US5204053A (en) | Bi-level fuel management method for boiling-water nuclear reactor | |
| Hong et al. | The encapsulated nuclear heat source (ENHS) reactor core design | |
| Shin et al. | Small modular reactor (SMR) development plan in Korea | |
| US3086929A (en) | Method for poison override in nuclear reactors | |
| Khan et al. | A review: Activities in the field of small and medium sized nuclear power plants | |
| Chaplin | Genealogy of CANDU Reactors | |
| Hoang et al. | Conceptual design of a small-pressurized water reactor using the AP1000 fuel assembly design | |
| Ragheb | Boiling water reactors | |
| Khan et al. | A review on specific features of small and medium sized nuclear power plants | |
| Petrovic et al. | Iris project update: status of the design and licensing activities | |
| Kim | Current Status on Development of P & T in Korea | |
| Gabaraev et al. | Innovative Nuclear Power Facilities in Reports at the 5th International Scientific and Technical Conference on Innovative Designs and Technologies for Nuclear Power (ISTC NIKIET-2018) | |
| Brown et al. | Core design characteristics of the fluoride salt-cooled high temperature demonstration reactor | |
| Ingersoll | Passive safety features for small modular reactors | |
| WO2020239531A1 (en) | Containment for a pwr nuclear power plant |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| HE9A | Changing address for correspondence with an applicant |