RU2014117676A - Ядерные реакторы и относящиеся к ним способы и устройства - Google Patents
Ядерные реакторы и относящиеся к ним способы и устройства Download PDFInfo
- Publication number
- RU2014117676A RU2014117676A RU2014117676/07A RU2014117676A RU2014117676A RU 2014117676 A RU2014117676 A RU 2014117676A RU 2014117676/07 A RU2014117676/07 A RU 2014117676/07A RU 2014117676 A RU2014117676 A RU 2014117676A RU 2014117676 A RU2014117676 A RU 2014117676A
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- hydride
- moderator
- fissile material
- molten salt
- fissile
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/12—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by composition, e.g. the moderator containing additional substances which ensure improved heat resistance of the moderator
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/22—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated using liquid or gaseous fuel
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
- G21C19/48—Non-aqueous processes
-
- 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
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/44—Fluid or fluent reactor fuel
- G21C3/54—Fused salt, oxide or hydroxide compositions
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D1/00—Details of nuclear power plant
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
- G21F9/30—Processing
-
- 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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D5/00—Arrangements of reactor and engine in which reactor-produced heat is converted into mechanical energy
- G21D5/04—Reactor and engine not structurally combined
- G21D5/08—Reactor and engine not structurally combined with engine working medium heated in a heat exchanger by the reactor coolant
-
- 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
-
- 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
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
1. Устройство, содержащее:расщепляющийся материал,расплав солей иматериал замедлителя, включающий в себя гидрид циркония (ZrH), в котором x находится в диапазоне от 1 до 4.2. Устройство по п. 1, в котором материал замедлителя включает в себя ZrH, в частности, в котором гидрид циркония находится в кристаллической форме.3. Устройство по п. 1, в котором материал замедлителя включает в себя некоторую форму гидрида лития.4. Устройство по п. 1, в котором материал замедлителя включает в себя некоторую форму гидрида иттрия, в частности, в котором форма гидрида иттрия включает в себя гидрид иттрия (II) (YH), гидрид иттрия (III) (YH) или их комбинацию.5. Устройство по п. 1, в котором материал замедлителя включает в себя некоторую форму дейтерида циркония.6. Устройство по п. 1, в котором расщепляющийся материал включает в себя природный уран, обогащенный уран, обедненный уран, плутоний или уран из отработанного ядерного топлива, разбавленный плутоний из избыточных материалов ядерного оружия, торий и расщепляющийся материал, трансурановый материал или комбинацию любых двух или более из них; в частности, в котором расщепляющийся материал имеет соотношение обогащенного материала к сырому в диапазоне от 0,01 до 0,25.7. Устройство по п. 1, в котором расплав солей включает в себя фтористый литий, в частности, в котором фтористый литий обогащен изотопом Li-7.8. Устройство по п. 1, в котором растворимость актиноидов в расплаве солей достаточна для того, чтобы позволить расщепляющемуся материалу стать критичным, в частности, в котором растворимость актиноидов в расплаве солей составляет по меньшей мере 0,3%, более конкретно по меньшей мере 12% или более конкретно по ме�
Claims (17)
1. Устройство, содержащее:
расщепляющийся материал,
расплав солей и
материал замедлителя, включающий в себя гидрид циркония (ZrHx), в котором x находится в диапазоне от 1 до 4.
2. Устройство по п. 1, в котором материал замедлителя включает в себя ZrH1,6, в частности, в котором гидрид циркония находится в кристаллической форме.
3. Устройство по п. 1, в котором материал замедлителя включает в себя некоторую форму гидрида лития.
4. Устройство по п. 1, в котором материал замедлителя включает в себя некоторую форму гидрида иттрия, в частности, в котором форма гидрида иттрия включает в себя гидрид иттрия (II) (YH2), гидрид иттрия (III) (YH3) или их комбинацию.
5. Устройство по п. 1, в котором материал замедлителя включает в себя некоторую форму дейтерида циркония.
6. Устройство по п. 1, в котором расщепляющийся материал включает в себя природный уран, обогащенный уран, обедненный уран, плутоний или уран из отработанного ядерного топлива, разбавленный плутоний из избыточных материалов ядерного оружия, торий и расщепляющийся материал, трансурановый материал или комбинацию любых двух или более из них; в частности, в котором расщепляющийся материал имеет соотношение обогащенного материала к сырому в диапазоне от 0,01 до 0,25.
7. Устройство по п. 1, в котором расплав солей включает в себя фтористый литий, в частности, в котором фтористый литий обогащен изотопом Li-7.
8. Устройство по п. 1, в котором растворимость актиноидов в расплаве солей достаточна для того, чтобы позволить расщепляющемуся материалу стать критичным, в частности, в котором растворимость актиноидов в расплаве солей составляет по меньшей мере 0,3%, более конкретно по меньшей мере 12% или более конкретно по меньшей мере 20%.
9. Способ, включающий в себя этапы, на которых:
в ядерном реакторе обеспечивают протекание расщепляющегося материала и расплава солей мимо материала замедлителя, который включает в себя гидрид циркония (ZrHx), в котором x находится в диапазоне от 1 до 4.
10. Способ по п. 9, в котором течение расщепляющегося материала и расплава солей мимо материала замедлителя включает в себя течение смеси топлива и расплавленной соли через активную зону ядерного реактора, причем смесь топлива и расплавленной соли включает в себя расщепляющийся материал и расплав солей.
11. Способ по п. 9, в котором расщепляющийся материал включает в себя весь вектор актиноидов отработанного ядерного топлива.
12. Способ по п. 9, в котором расщепляющийся материал включает в себя части, но не все актиноиды отработанного ядерного топлива.
13. Способ по п. 9, в котором расщепляющийся материал включает в себя необработанное отработанное ядерное топливо.
14. Ядерный реактор, содержащий:
первичный контур, включающий в себя:
активную зону ядерного реактора, включающую в себя структуру замедлителя, имеющую материал замедлителя, который включает в себя гидрид циркония (ZrHx), причем x находится в диапазоне от 1 до 4, и
путь, вдоль которого расщепляющийся материал и расплав солей может вытекать из выходного конца структуры замедлителя в контуре к входному концу структуры замедлителя.
15. Реактор по п. 14, включающий в себя вторичный контур и теплообменник для того, чтобы осуществлять теплообмен между первичным контуром и вторичным контуром.
16. Реактор по п. 14, включающий в себя промежуточный контур, вторичный контур, теплообменник для осуществления теплообмена между первичным контуром и промежуточным контуром, а также дополнительный теплообменник для осуществления теплообмена между промежуточным контуром и вторичным контуром.
17. Реактор по п. 14, также включающий в себя клапан застывания, в частности, в котором клапан застывания управляет потоком между первичным контуром и подсистемой вспомогательной емкости, более конкретно, между первичным контуром и пассивно охлаждаемым баком-хранилищем подсистемы вспомогательной емкости.
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US13/251,717 | 2011-10-03 | ||
US13/251,717 US20130083878A1 (en) | 2011-10-03 | 2011-10-03 | Nuclear reactors and related methods and apparatus |
PCT/US2012/058411 WO2013077941A2 (en) | 2011-10-03 | 2012-10-02 | Nuclear reactors and related methods and apparatus |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2014117676A true RU2014117676A (ru) | 2015-11-10 |
RU2606507C2 RU2606507C2 (ru) | 2017-01-10 |
Family
ID=47913535
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2014117676A RU2606507C2 (ru) | 2011-10-03 | 2012-10-02 | Ядерные реакторы и относящиеся к ним способы и устройства |
Country Status (9)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US20130083878A1 (ru) |
EP (2) | EP3128518A1 (ru) |
KR (1) | KR20140091691A (ru) |
CN (1) | CN104145309B (ru) |
CA (1) | CA2850229A1 (ru) |
ES (1) | ES2590495T3 (ru) |
PL (1) | PL2766909T3 (ru) |
RU (1) | RU2606507C2 (ru) |
WO (1) | WO2013077941A2 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2729374C2 (ru) * | 2015-12-15 | 2020-08-06 | Фраматом | Электронное устройство и способ управления отображением данных для контролирования атомной электростанции, взаимодействующая с ним система управления и компьютерный программный продукт |
Families Citing this family (60)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPWO2013094196A1 (ja) * | 2011-12-20 | 2015-04-27 | 日本ネイチャーセル株式会社 | 小型原子力発電システム |
EP2641249A1 (de) * | 2011-12-21 | 2013-09-25 | Potemkin, Alexander | Konverter - reaktor f1jr thermische neutronen |
CN104167228B (zh) * | 2013-05-15 | 2017-11-24 | 董沛 | 熔盐堆圆柱形隔板式主容器 |
CN104183277A (zh) * | 2013-05-22 | 2014-12-03 | 董保国 | 熔盐贫铀堆 |
US9368244B2 (en) * | 2013-09-16 | 2016-06-14 | Robert Daniel Woolley | Hybrid molten salt reactor with energetic neutron source |
CN105684090A (zh) * | 2013-09-27 | 2016-06-15 | 原子能转换公司 | 熔盐反应堆 |
RU2666787C2 (ru) * | 2014-03-20 | 2018-09-12 | Айан Ричард СКОТТ | Химическая оптимизация в ядерном реакторе на расплавленных солях |
US9564251B2 (en) * | 2014-07-17 | 2017-02-07 | Ut-Battelle, Llc | Apparatus and method for stripping tritium from molten salt |
KR101925087B1 (ko) | 2014-10-12 | 2018-12-04 | 이안 리차드 스코트 | 용융 염 원자로에서의 반응성 제어 |
JP6484024B2 (ja) * | 2014-12-22 | 2019-03-13 | イビデン株式会社 | 原子炉構造物の製造方法 |
JP2018507396A (ja) * | 2014-12-29 | 2018-03-15 | テラパワー, エルエルシー | 核物質処理 |
US11276503B2 (en) * | 2014-12-29 | 2022-03-15 | Terrapower, Llc | Anti-proliferation safeguards for nuclear fuel salts |
US10283223B2 (en) * | 2015-09-18 | 2019-05-07 | Utah Green Energy Technologies, Llc | Molten salt reactor that includes multiple fuel wedges that define fuel channels |
US10008293B2 (en) | 2015-09-18 | 2018-06-26 | Utah Green Energy Technologies, Llc | Molten salt reactor |
US10665356B2 (en) | 2015-09-30 | 2020-05-26 | Terrapower, Llc | Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant |
US10867710B2 (en) | 2015-09-30 | 2020-12-15 | Terrapower, Llc | Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant |
CA2999894A1 (en) | 2015-09-30 | 2017-04-06 | Terrapower, Llc | Neutron reflector assembly for dynamic spectrum shifting |
WO2017184255A2 (en) * | 2016-02-26 | 2017-10-26 | Oklo, Inc. | Passive inherent reactivity coefficient control in nuclear reactors |
CA3018444C (en) | 2016-05-02 | 2021-07-06 | Terrapower, Llc | Improved molten fuel reactor cooling and pump configurations |
JP6854298B2 (ja) * | 2016-05-02 | 2021-04-07 | テラパワー, エルエルシー | 原子炉および核分裂性塩化ウラン燃料塩 |
CN106815390A (zh) * | 2016-05-16 | 2017-06-09 | 中国辐射防护研究院 | 高放废物玻璃固化体核素迁移水解反应动力学模型的构建方法 |
WO2018031148A1 (en) * | 2016-07-06 | 2018-02-15 | Transatomic Power Corporation | Controlling reactivity in molten salt reactors |
EP3485496B1 (en) | 2016-07-15 | 2020-04-15 | TerraPower, LLC | Vertically-segmented nuclear reactor |
EP3922605A1 (en) | 2016-08-10 | 2021-12-15 | TerraPower LLC | Electro-synthesis of uranium chloride fuel salts |
CN106405622B (zh) * | 2016-08-30 | 2019-04-05 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种快速核截面多普勒展宽方法 |
WO2018084940A2 (en) * | 2016-09-16 | 2018-05-11 | Elysium Industries Ltd. | Reactor control |
EP3542371B1 (en) * | 2016-11-15 | 2021-03-03 | TerraPower, LLC | Thermal management of molten fuel nuclear reactors |
WO2018132366A1 (en) * | 2017-01-12 | 2018-07-19 | Yellowstone Energy, Inc. | Nuclear reactor controlling |
JP6719406B2 (ja) | 2017-03-15 | 2020-07-08 | 株式会社東芝 | 熱中性子炉炉心および熱中性子炉炉心の設計方法 |
CN106910536B (zh) * | 2017-04-18 | 2018-11-06 | 中国科学院近代物理研究所 | 反应性控制系统和核反应堆 |
BR112019026533A2 (pt) | 2017-06-16 | 2020-06-23 | Seaborg Aps | Dispositivo adaptado para produzir energia por fissão nuclear, uso de um sal fundido, e, método para controlar um processo de fissão nuclear. |
RU2679398C1 (ru) * | 2017-08-22 | 2019-02-08 | Владимир Васильевич Бычков | Ядерный реактор подкритический (варианты) |
CN111801742A (zh) * | 2018-01-22 | 2020-10-20 | 奥卓安全核能公司 | 用于核反应堆系统的复合慢化剂 |
WO2019152595A1 (en) | 2018-01-31 | 2019-08-08 | Terrapower, Llc | Direct heat exchanger for molten chloride fast reactor |
CN108172318B (zh) * | 2018-02-07 | 2023-07-28 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 熔盐堆堆芯、熔盐堆系统、燃料循环系统及燃料循环方法 |
CN108206065B (zh) * | 2018-02-12 | 2019-09-20 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种熔盐堆上腔室 |
CN108389638B (zh) * | 2018-02-12 | 2020-02-07 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种熔盐堆生产u-233的方法 |
EP4297043A3 (en) | 2018-03-12 | 2024-06-12 | TerraPower LLC | Reflector assembly for a molten chloride fast reactor |
TWI669616B (zh) * | 2018-08-13 | 2019-08-21 | 行政院原子能委員會核能研究所 | 圓柱狀和圓餅狀數位模型之模擬切割方法 |
WO2020157247A1 (en) * | 2019-01-31 | 2020-08-06 | Seaborg Aps | Structural material for molten salt reactors |
US10685753B1 (en) | 2019-05-17 | 2020-06-16 | Metatomic, Inc. | Systems and methods for fast molten salt reactor fuel-salt preparation |
WO2020236516A1 (en) * | 2019-05-17 | 2020-11-26 | Metatomic, Inc. | Systems and methods for molten salt reactor fuel-salt preparation |
CN110364274A (zh) * | 2019-07-10 | 2019-10-22 | 华南理工大学 | 一种碳化硅慢化剂熔盐堆及其热中子散射截面计算方法 |
US10748670B1 (en) * | 2019-07-19 | 2020-08-18 | Texas Thorium, LLC | Thorium molten salt assembly for energy generation |
JP2023508951A (ja) | 2019-12-23 | 2023-03-06 | テラパワー, エルエルシー | 溶融燃料型反応炉および溶融燃料型反応炉のためのオリフィスリングプレート |
KR20210139073A (ko) * | 2020-05-13 | 2021-11-22 | 한국원자력연구원 | 열전도도가 향상된 핵연료 소결체 적층 구조 및 이의 제조방법 |
CN111627569B (zh) * | 2020-05-14 | 2022-07-26 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 超铀燃料及其制备方法和嬗变方法 |
US11728052B2 (en) | 2020-08-17 | 2023-08-15 | Terra Power, Llc | Fast spectrum molten chloride test reactors |
GB202014182D0 (en) * | 2020-09-09 | 2020-10-21 | Scott Ian Richard | Nuclear reactor passive reactivity control system |
CN112151197B (zh) * | 2020-09-27 | 2022-09-16 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种液态燃料熔盐堆的反应性控制方法 |
WO2022146446A1 (en) * | 2020-12-31 | 2022-07-07 | Alpha Tech Research Corp. | Pool type liquid metal cooled molten salt reactor |
RU2761053C1 (ru) * | 2021-03-11 | 2021-12-02 | Объединенный Институт Ядерных Исследований (Оияи) | Способ измерения вероятности поглощения нейтронов при их подбарьерном отражении от поверхности и структура для его осуществления |
US11837374B2 (en) * | 2021-04-14 | 2023-12-05 | Terrapower, Llc | Zamak stabilization of spent sodium-cooled reactor fuel assemblies |
CN113658722B (zh) * | 2021-07-01 | 2024-02-06 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种熔盐反应堆堆芯结构 |
CN113488205B (zh) * | 2021-07-27 | 2023-08-15 | 西南科技大学 | 一种具有展平堆芯轴向功率功能的非均匀管式ma嬗变棒 |
US12018779B2 (en) | 2021-09-21 | 2024-06-25 | Abilene Christian University | Stabilizing face ring joint flange and assembly thereof |
WO2023087028A1 (en) * | 2021-11-15 | 2023-05-19 | Rolland Paul Johnson | Continuous removal of fission products from molten-salt fueled nuclear reactors |
CN114842989A (zh) * | 2022-05-11 | 2022-08-02 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 熔盐加料系统和熔盐加料方法 |
CN114876595B (zh) * | 2022-06-08 | 2024-02-02 | 西安交通大学 | 一种钍基熔盐堆超临界二氧化碳发电系统及其操作方法 |
US12012827B1 (en) | 2023-09-11 | 2024-06-18 | Natura Resources LLC | Nuclear reactor integrated oil and gas production systems and methods of operation |
Family Cites Families (18)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3449208A (en) * | 1956-12-17 | 1969-06-10 | North American Rockwell | Small nuclear reactor heat source |
US6707871B1 (en) * | 1962-02-05 | 2004-03-16 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Nuclear reactor |
US3277565A (en) * | 1963-11-08 | 1966-10-11 | Karl M Bohlander | Method of cladding yttrium hydride and yttrium base alloy hydrides |
GB1494055A (en) * | 1974-12-24 | 1977-12-07 | Pechiney Ugine Kuhlmann | Molten salt in a nuclear reactor |
CH596638A5 (en) * | 1975-05-02 | 1978-03-15 | Foerderung Forschung Gmbh | Nuclear fusion reactor |
SU786619A1 (ru) * | 1979-07-16 | 1991-08-15 | Предприятие П/Я Г-4665 | Двухкаскадный умножитель нейтронов |
CH658333A5 (de) * | 1981-12-22 | 1986-10-31 | Wiederaufarbeitung Von Kernbre | Behaelter fuer die langzeitlagerung von radioaktiven stoffen, insbesondere abgebrannte kernreaktorbrennelemente. |
US5160696A (en) * | 1990-07-17 | 1992-11-03 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Apparatus for nuclear transmutation and power production using an intense accelerator-generated thermal neutron flux |
JPH095471A (ja) * | 1995-06-15 | 1997-01-10 | Hitachi Ltd | 核分裂生成物消滅用集合体およびこれを含む高速炉 |
RU2122245C1 (ru) * | 1997-06-05 | 1998-11-20 | Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций | Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах |
CN100543194C (zh) * | 2005-09-29 | 2009-09-23 | 中国核动力研究设计院 | 氢化锆表面Cr-C-O氢渗透阻挡层制备工艺 |
US20080240334A1 (en) * | 2007-03-30 | 2008-10-02 | Battelle Memorial Institute | Fuel elements for nuclear reactor system |
US20090279658A1 (en) * | 2008-05-09 | 2009-11-12 | Ottawa Valley Research Associates Ltd. | Molten salt nuclear reactor |
US8000431B2 (en) * | 2008-11-20 | 2011-08-16 | Hamilton Sundstrad Corporation | Method and composition for moderated nuclear fuel |
WO2010129836A1 (en) * | 2009-05-08 | 2010-11-11 | Academia Sinica | Two-fluid molten-salt reactor |
RU2400836C1 (ru) * | 2009-06-10 | 2010-09-27 | Открытое акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Замедлитель нейтронов на основе гидрида циркония |
JP5720079B2 (ja) * | 2010-02-25 | 2015-05-20 | 独立行政法人日本原子力研究開発機構 | 長寿命核分裂生成物の核変換方法 |
UA56382U (ru) * | 2010-07-06 | 2011-01-10 | Институт Проблем Материаловедения Им. И.М. Францевича Нан Украины | Высоководородный замедлитель нейтронов гидрида циркония |
-
2011
- 2011-10-03 US US13/251,717 patent/US20130083878A1/en not_active Abandoned
-
2012
- 2012-10-02 ES ES12832800.2T patent/ES2590495T3/es active Active
- 2012-10-02 KR KR20147012074A patent/KR20140091691A/ko not_active Application Discontinuation
- 2012-10-02 PL PL12832800.2T patent/PL2766909T3/pl unknown
- 2012-10-02 RU RU2014117676A patent/RU2606507C2/ru not_active IP Right Cessation
- 2012-10-02 EP EP16173381.1A patent/EP3128518A1/en not_active Withdrawn
- 2012-10-02 WO PCT/US2012/058411 patent/WO2013077941A2/en active Application Filing
- 2012-10-02 CA CA 2850229 patent/CA2850229A1/en not_active Abandoned
- 2012-10-02 CN CN201280059567.5A patent/CN104145309B/zh not_active Expired - Fee Related
- 2012-10-02 EP EP12832800.2A patent/EP2766909B1/en not_active Not-in-force
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2729374C2 (ru) * | 2015-12-15 | 2020-08-06 | Фраматом | Электронное устройство и способ управления отображением данных для контролирования атомной электростанции, взаимодействующая с ним система управления и компьютерный программный продукт |
US11056080B2 (en) | 2015-12-15 | 2021-07-06 | Framatome | Electronic device and method for managing the display of data for controlling a nuclear power plant, associated control system and computer program product |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP3128518A1 (en) | 2017-02-08 |
EP2766909A2 (en) | 2014-08-20 |
RU2606507C2 (ru) | 2017-01-10 |
PL2766909T3 (pl) | 2016-12-30 |
CN104145309B (zh) | 2017-11-21 |
KR20140091691A (ko) | 2014-07-22 |
US20130083878A1 (en) | 2013-04-04 |
CA2850229A1 (en) | 2013-05-30 |
EP2766909B1 (en) | 2016-06-08 |
ES2590495T3 (es) | 2016-11-22 |
WO2013077941A3 (en) | 2013-10-31 |
WO2013077941A2 (en) | 2013-05-30 |
CN104145309A (zh) | 2014-11-12 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
RU2014117676A (ru) | Ядерные реакторы и относящиеся к ним способы и устройства | |
Yu et al. | Minor actinide incineration and Th-U breeding in a small FLiNaK Molten Salt Fast Reactor | |
US9368244B2 (en) | Hybrid molten salt reactor with energetic neutron source | |
Holcomb et al. | Core and refueling design studies for the advanced high temperature reactor | |
US20170249999A1 (en) | Passive inherent reactivity coefficient control in nuclear reactors | |
Yu et al. | Thorium utilization in a small modular molten salt reactor with progressive fuel cycle modes | |
Lindley et al. | Steady-state and transient core feasibility analysis for a thorium-fuelled reduced-moderation PWR performing full transuranic recycle | |
US10679759B2 (en) | Method of cooling nuclear reactor and nuclear reactor including polyhedral boron hydride or carborane anions | |
Nakaya et al. | Study on a method for loading a Li compound to produce tritium using high-temperature gas-cooled reactor | |
Mart et al. | Feasibility study of a soluble boron–free small modular integral pressurized water reactor | |
US9543045B2 (en) | Nuclear reactor and power generation facility | |
Cao et al. | Preliminary study on nuclear fuel cycle scenarios of China before 2050 | |
Hussein et al. | Effect of Core Configurations on Burn-Up Calculations For MTR Type Reactors | |
Zhang et al. | Ex‐core transition to thorium cycle in a small modular heavy‐water moderated molten salt reactor with unchanged concentration of heavy metal nuclides in the fuel salt | |
JP2010261930A (ja) | 高速炉、照射集合体、照射ピン及び照射ペレット | |
JP6904900B2 (ja) | 多面体水素化ホウ素アニオン又はカルボランアニオンの水溶液を含むプール及びその使用方法 | |
Oka et al. | Light water reactor design | |
Hong et al. | Neutronics Analysis on Online-Feeding Options in a Molten Salt Fusion-Fission Hybrid System | |
Vezzoni et al. | Analysis of minor actinides incineration adopting an innovative fast reactor concept | |
LeBlanc | MSR Technology Basics | |
Cheng et al. | The Impact of Different Carrier Salts on the Physical Characteristics of the MSFR | |
CZ308183B6 (cs) | Vysokoteplotní jaderný reaktor, chlazený roztavenou fluoridovou solí | |
Goldner et al. | Transmutation capabilities of gen-iv reactors | |
Grasso | A Core Design Approach Aimed at Sustainability and Intrinsic Safety | |
Hong et al. | Neutronic Analysis on Conceptual Design of Dual-Fluid Fusion-Fission Hybrid System for Waste Transmutation |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20191003 |