RU2015113440A - Модульный транспортируемый ядерный генератор - Google Patents

Модульный транспортируемый ядерный генератор Download PDF

Info

Publication number
RU2015113440A
RU2015113440A RU2015113440A RU2015113440A RU2015113440A RU 2015113440 A RU2015113440 A RU 2015113440A RU 2015113440 A RU2015113440 A RU 2015113440A RU 2015113440 A RU2015113440 A RU 2015113440A RU 2015113440 A RU2015113440 A RU 2015113440A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
energy
module
reactor
nuclear
generator according
Prior art date
Application number
RU2015113440A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2648681C2 (ru
Inventor
Клаудио ФИЛИППОУН
Франческо ВЕННЕРИ
Original Assignee
ЛОГОС ТЕКНОЛОДЖИЗ ЭлЭлСи
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by ЛОГОС ТЕКНОЛОДЖИЗ ЭлЭлСи filed Critical ЛОГОС ТЕКНОЛОДЖИЗ ЭлЭлСи
Publication of RU2015113440A publication Critical patent/RU2015113440A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2648681C2 publication Critical patent/RU2648681C2/ru

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/32—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B1/00—Methods of steam generation characterised by form of heating method
    • F22B1/02—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers
    • F22B1/06—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers the heat carrier being molten; Use of molten metal, e.g. zinc, as heat transfer medium
    • F22B1/063—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers the heat carrier being molten; Use of molten metal, e.g. zinc, as heat transfer medium for metal cooled nuclear reactors
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B1/00—Methods of steam generation characterised by form of heating method
    • F22B1/02—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers
    • F22B1/08—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers the heat carrier being steam
    • F22B1/12—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers the heat carrier being steam produced by an indirect cyclic process
    • F22B1/123—Steam generators downstream of a nuclear boiling water reactor
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B37/00—Component parts or details of steam boilers
    • F22B37/002—Component parts or details of steam boilers specially adapted for nuclear steam generators, e.g. maintenance, repairing or inspecting equipment not otherwise provided for
    • F22B37/007—Installation or removal of nuclear steam generators
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28—HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28D—HEAT-EXCHANGE APPARATUS, NOT PROVIDED FOR IN ANOTHER SUBCLASS, IN WHICH THE HEAT-EXCHANGE MEDIA DO NOT COME INTO DIRECT CONTACT
    • F28D7/00—Heat-exchange apparatus having stationary tubular conduit assemblies for both heat-exchange media, the media being in contact with different sides of a conduit wall
    • F28D7/0066—Multi-circuit heat-exchangers, e.g. integrating different heat exchange sections in the same unit or heat-exchangers for more than two fluids
    • F28D7/0083—Multi-circuit heat-exchangers, e.g. integrating different heat exchange sections in the same unit or heat-exchangers for more than two fluids with units having particular arrangement relative to a supplementary heat exchange medium, e.g. with interleaved units or with adjacent units arranged in common flow of supplementary heat exchange medium
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28—HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28D—HEAT-EXCHANGE APPARATUS, NOT PROVIDED FOR IN ANOTHER SUBCLASS, IN WHICH THE HEAT-EXCHANGE MEDIA DO NOT COME INTO DIRECT CONTACT
    • F28D7/00—Heat-exchange apparatus having stationary tubular conduit assemblies for both heat-exchange media, the media being in contact with different sides of a conduit wall
    • F28D7/10—Heat-exchange apparatus having stationary tubular conduit assemblies for both heat-exchange media, the media being in contact with different sides of a conduit wall the conduits being arranged one within the other, e.g. concentrically
    • F28D7/106—Heat-exchange apparatus having stationary tubular conduit assemblies for both heat-exchange media, the media being in contact with different sides of a conduit wall the conduits being arranged one within the other, e.g. concentrically consisting of two coaxial conduits or modules of two coaxial conduits
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28—HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28F—DETAILS OF HEAT-EXCHANGE AND HEAT-TRANSFER APPARATUS, OF GENERAL APPLICATION
    • F28F1/00—Tubular elements; Assemblies of tubular elements
    • F28F1/10—Tubular elements and assemblies thereof with means for increasing heat-transfer area, e.g. with fins, with projections, with recesses
    • F28F1/42—Tubular elements and assemblies thereof with means for increasing heat-transfer area, e.g. with fins, with projections, with recesses the means being both outside and inside the tubular element
    • F28F1/424—Means comprising outside portions integral with inside portions
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/32—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
    • G21C1/328—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core wherein the prime mover is also disposed in the vessel
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02—Details
    • 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
    • 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
    • G21C9/033—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 an absorbent fluid
    • 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
    • G21D5/02—Reactor and engine structurally combined, e.g. portable
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28—HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28F—DETAILS OF HEAT-EXCHANGE AND HEAT-TRANSFER APPARATUS, OF GENERAL APPLICATION
    • F28F2215/00—Fins
    • F28F2215/06—Hollow fins; fins with internal circuits
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/04—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from fissile or breeder material
    • 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
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/28—Control of nuclear reaction by displacement of the reflector or parts thereof
    • 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. Транспортируемый ядерный генератор, содержащий:энергетический модуль реактора, вмещающий активную зону ядерного реактора, системы управления и конструкцию изменения направления потока теплоносителя, причем энергетический модуль реактора сжигает ядерное топливо для производства тепловой энергии в теплоносителе/рабочей текучей среде, которая подается во встроенный модуль преобразования энергии и производства электроэнергии;модуль преобразования энергии, содержащий турбомашинное оборудование и теплообменники, причем модуль преобразования энергии принимает тепловую энергию от теплоносителя/рабочей текучей среды из энергетического модуля реактора и производит механическую энергию, которая подается в модуль производства энергии; имодуль производства энергии, содержащий быстрый генератор-двигатель, электронные контроллеры и источники бесперебойного питания, причем модуль производства энергии принимает механическую энергию от модуля преобразования энергии и производит электроэнергию,причем энергетический модуль реактора, модуль преобразования энергии и модуль производства энергии выполнены термогидравлически соединяемыми друг с другом с образованием готового к эксплуатации ядерного реактора в виде единого корпуса.2. Транспортируемый ядерный генератор по п. 1, причем энергетический модуль реактора, модуль преобразования энергии и модуль производства энергии могут быть изготовлены и транспортированы по отдельности и дополнительно выполнены с возможностью их сборки для работы в горизонтальном или вертикальном расположении.3. Транспортируемый ядерный генератор по п. 1, причем

Claims (40)

1. Транспортируемый ядерный генератор, содержащий:
энергетический модуль реактора, вмещающий активную зону ядерного реактора, системы управления и конструкцию изменения направления потока теплоносителя, причем энергетический модуль реактора сжигает ядерное топливо для производства тепловой энергии в теплоносителе/рабочей текучей среде, которая подается во встроенный модуль преобразования энергии и производства электроэнергии;
модуль преобразования энергии, содержащий турбомашинное оборудование и теплообменники, причем модуль преобразования энергии принимает тепловую энергию от теплоносителя/рабочей текучей среды из энергетического модуля реактора и производит механическую энергию, которая подается в модуль производства энергии; и
модуль производства энергии, содержащий быстрый генератор-двигатель, электронные контроллеры и источники бесперебойного питания, причем модуль производства энергии принимает механическую энергию от модуля преобразования энергии и производит электроэнергию,
причем энергетический модуль реактора, модуль преобразования энергии и модуль производства энергии выполнены термогидравлически соединяемыми друг с другом с образованием готового к эксплуатации ядерного реактора в виде единого корпуса.
2. Транспортируемый ядерный генератор по п. 1, причем энергетический модуль реактора, модуль преобразования энергии и модуль производства энергии могут быть изготовлены и транспортированы по отдельности и дополнительно выполнены с возможностью их сборки для работы в горизонтальном или вертикальном расположении.
3. Транспортируемый ядерный генератор по п. 1, причем энергетический модуль реактора, модуль преобразования энергии и модуль производства энергии дополнительно выполнены с возможностью их пассивного охлаждения посредством естественной
циркуляции теплоносителя по поверхностям теплопередачи.
4. Транспортируемый ядерный генератор по п. 1, причем энергетический модуль реактора, модуль преобразования энергии и модуль производства энергии дополнительно выполнены с возможностью работы в виде автономного блока без необходимости во внешнем трубопроводе или оборудовании.
5. Транспортируемый ядерный генератор по п. 1, причем энергетический модуль реактора содержит устойчивую к плавлению теплопроводящую керамическую активную зону ядерного реактора.
6. Транспортируемый ядерный генератор по п. 5, причем устойчивая к плавлению теплопроводящая керамическая активная зона дополнительно содержит:
монолитные топливные элементы (MTF), содержащие трехструктурно-изотропическое (TRISO) расщепляющееся топливо, запечатанное в таблетках SiC.
7. Транспортируемый ядерный генератор по п. 6, причем таблетки SiC имеют структуру, созданную с использованием процесса спекания пропитыванием нанопорошками и образованием переходной эвтектической фазы (NITE).
8. Транспортируемый ядерный генератор по п. 6, причем MTF элементы содержат таблетки SiC с расщепляющимся топливом TRISO, запечатанные в элементы SiC или композитного SiC.
9. Транспортируемый ядерный генератор по п. 6, причем таблетки с топливом TRISO дополнительно содержат слой бестопливного SiC, окружающий область, заполненную топливом.
10. Транспортируемый ядерный генератор по п. 6, причем таблетки с топливом TRISO дополнительно содержат оксид, карбид, оксикарбид или нитрид урана, плутония, тория или другого расщепляющегося изотопа.
11. Транспортируемый ядерный генератор по п. 6, причем таблетки с топливом TRISO дополнительно содержат редкоземельный оксид выгорающего поглотителя, содержащий оксид эрбия или оксид гадолиния, включенные в таблетки SiC.
12. Транспортируемый ядерный генератор по п. 6, причем устойчивая к плавлению теплопроводящая керамическая активная зона дополнительно содержит бестопливные покрытые частицы,
содержащие выгорающий поглотитель.
13. Транспортируемый ядерный генератор по п. 6, причем устойчивая к плавлению теплопроводящая керамическая активная зона дополнительно содержит топливные элементы, содержащие композитную структуру из однонаправленного упрочненного волокнами NITE-спеченного SiC с волокнами SiC.
14. Транспортируемый ядерный генератор по п. 6, причем таблетки с топливом TRISO дополнительно содержат высокоплотное непористое покрытие SiC.
15. Транспортируемый ядерный генератор по п. 6, причем:
MTF элементы содержат прямоугольные блоки, гексагональные блоки или пластины в форме четверти круга, и
причем MTF элементы содержат отверстия, которые обеспечивают проточные каналы для теплоносителя.
16. Транспортируемый ядерный генератор по п. 15, дополнительно содержащий элементы отражателя нейтронов, содержащие углерод или SiC,
причем элементы отражателя нейтронов геометрически выполнены с возможностью соответствовать геометрической конфигурации MTF элементов.
17. Транспортируемый ядерный генератор по п. 15, причем MTF элементы расположены близко друг к другу так, чтобы исключить зазоры между MTF элементами для улучшения посредством этого теплопроводности проводящей керамической активной зоны и для улучшения свойств пассивной теплопередачи активной зоны.
18. Транспортируемый ядерный генератор по п. 6, причем устойчивая к плавлению теплопроводящая керамическая активная зона дополнительно содержит:
прижимные пластины, обеспеченные на впуске и выпуске активной зоны,
причем прижимные пластины содержат соответствующие отверстия для теплоносителя, которые обеспечивают проточные каналы для теплоносителя, и
причем прижимные пластины выполнены с возможностью обеспечивать прижимную силу, которая сохраняет активную зону все время сжатой.
19. Транспортируемый ядерный генератор по п. 6, причем устойчивая к плавлению теплопроводящая керамическая активная зона дополнительно содержит:
топливные стержни, содержащие ядерный расщепляющийся материал в виде оксида, нитрида или металла с металлическим или керамическим покрытием и расположенные в пучках.
20. Транспортируемый ядерный генератор по п. 19, причем пучки геометрически размещены так, чтобы иметь подходящие свойства теплопередачи относительно теплоносителя.
21. Транспортируемый ядерный генератор по п. 6, причем устойчивая к плавлению теплопроводящая керамическая активная зона дополнительно содержит свободные топливные элементы в форме сферического микротвэла.
22. Транспортируемый ядерный генератор по п. 6, причем устойчивая к плавлению теплопроводящая керамическая активная зона выполнена с возможностью обеспечивать пассивное охлаждение даже при отсутствии теплоносителя.
23. Транспортируемый ядерный генератор по п. 6, причем устойчивая к плавлению теплопроводящая керамическая активная зона дополнительно содержит управляющие стержни, изготовленные из спеченной смеси SiC-Gd203 и Er203, и муфты управляющих стержней.
24. Транспортируемый ядерный генератор по п. 6, причем устойчивая к плавлению теплопроводящая керамическая активная зона дополнительно содержит каналы управляющих стержней, изготовленные из упрочненных волокнами углерода или SiC композитных материалов.
25. Транспортируемый ядерный генератор по п. 6, причем MTF элементы содержат частичные разрезы для обеспечения управляемого фракционирования MTF элементов без трещин, распространяющихся в таблетки с топливом TRISO в случае, когда транспортируемый ядерный генератор подвергается серьезным кинетическим напряжениям или воздействиям.
26. Транспортируемый ядерный генератор по п. 1, дополнительно содержащий каналы для теплоносителя, ограниченные внутренними ребрами с низким гидродинамическим сопротивлением,
которые обеспечивают опорную конструкцию активной зоны, при этом обеспечивая передачу остаточной тепловой энергии из активной зоны к внешним ребрам посредством механизмов теплопередачи проводимостью, причем каналы для теплоносителя выполнены с возможностью безопасной и пассивной передачи остаточной тепловой энергии среде, окружающей транспортируемый ядерный генератор, даже при полном отсутствии теплоносителя.
27. Транспортируемый ядерный генератор по п. 1, причем энергетический модуль реактора дополнительно содержит по меньшей мере одну из следующих систем управления реактивностью:
(1) управляющие стержни или вращающиеся барабаны управления в отражателе нейтронов, содержащие поглощающие и отражающие нейтроны материалы, выполненные с возможностью их пассивного задействования в режиме поглощения для безопасности;
(2) сборка управляющих стержней внутри активной зоны;
(3) система аварийного останова ядерного реактора, которая вводит поглотитель нейтронов в активную зону посредством пассивной системы.
28. Транспортируемый ядерный генератор по п. 1, дополнительно содержащий инертный газ в качестве теплоносителя и рабочей текучей среды для модуля преобразования энергии, причем теплоноситель может представлять собой CO2, гелий, аргон или другой инертный газ.
29. Транспортируемый ядерный генератор по п. 1, причем энергетический модуль реактора, модуль преобразования энергии и модуль производства энергии дополнительно выполнены с возможностью осуществления регенеративного цикла Брайтона для производства электричества.
30. Транспортируемый ядерный генератор по п. 1, дополнительно содержащий:
первый контур, полностью заключенный в энергетическом модуле реактора;
воду в качестве теплоносителя и замедлителя, циркулирующую в первом контуре;
один или более встроенных разделительных теплообменников, выполненных с возможностью обеспечивать тепловое соединение
между первым контуром в энергетическом модуле реактора и вторым контуром в модуле преобразования энергии;
воду, циркулирующую во втором контуре, которая принимает тепловую энергию от первого контура для производства перегретого пара,
причем вода во втором контуре передает тепловую энергию встроенной турбомашине в модуле преобразования энергии в виде перегретого пара для производства электричества согласно энергетическому циклу Ренкина, и
причем после расширения в турбомашине пар выпускается во встроенный конденсатор, который пассивно передает тепловую энергию внутренним и продолжающимся снаружи охлаждающим ребрам модуля преобразования энергии для конденсации пара.
31. Транспортируемый ядерный генератор по п. 30, дополнительно содержащий один или более насосов, которые повторно сжимают сконденсированный пар и нагнетают полученную переохлажденную воду на впуске второй стороны разделительного теплообменника во второй контур.
32. Транспортируемый ядерный генератор по п. 1, дополнительно содержащий:
первый контур, полностью заключенный в энергетическом модуле реактора;
жидкий металл в качестве теплоносителя, активно циркулирующий посредством насосов рециркуляции в первом контуре;
один или более встроенных разделительных теплообменников, выполненных с возможностью обеспечивать тепловое соединение между первым контуром в энергетическом модуле реактора и вторым контуром в модуле преобразования энергии;
газ или воду в качестве рабочей текучей среды во втором контуре,
причем при использовании газа в качестве рабочей текучей среды турбомашина выполнена с возможностью соответствовать требованиям регенеративного энергетического цикла Брайтона, и
причем при использовании воды в качестве рабочей текучей среды турбомашина выполнена с возможностью соответствовать требованиям энергетического цикла Ренкина.
33. Транспортируемый ядерный генератор по п. 1, дополнительно содержащий:
вращающиеся компоненты, образующие турбомашину в модуле преобразования энергии;
вращающиеся компоненты, образующие генератор-двигатель модуля производства энергии;
вращающийся вал, который соединяет вращающиеся компоненты, образующие турбомашину в модуле преобразования энергии, и вращающиеся компоненты, образующие генератор-двигатель модуля производства энергии, в форме непосредственного механического соединения так, что вращающиеся компоненты, образующие турбомашину, и вращающиеся компоненты, образующие генератор-двигатель, вращаются с общей скоростью,
причем скорость вращения вала определяется термогидравликой системы преобразования энергии, условиями нагружения и настройками электронной системы управления, регулирующей машину электрического генератор-двигателя, и
причем частота и другие электрические параметры энергии генератора могут быть регулируемыми посредством встроенных электронных схемам согласования.
34. Транспортируемый ядерный генератор по п. 33, причем:
генератор-двигатель производит электричество во время работы транспортируемого ядерного генератора,
генератор-двигатель может быть использован в качестве электродвигателя для приведения в действие турбомашины модуля преобразования энергии во время запуска и после остановки, и
энергия запуска может быть обеспечена для генератора-двигателя во время запуска с помощью источников бесперебойного питания или внешнего источника электроэнергии.
35. Транспортируемый ядерный генератор по п. 1, причем энергетический модуль реактора дополнительно выполнен так, что операция перезагрузки топлива может быть выполнена путем удаления энергетического модуля реактора, содержащегонеотработанное или отработанное ядерное топливо, и заменой его
новым энергетическим модулем реактора, имеющим неотработанное ядерное топливо.
36. Транспортируемый ядерный генератор по п. 35, дополнительно содержащий теплообменники для производства низко- и/или высокотемпературного технологического тепла, подлежащего распределению по оборудованию, предназначенному для опреснения, переработки биотоплива, централизованного теплоснабжения или других промышленных применений.
37. Способ производства электричества, содержащий:
обеспечение транспортируемого ядерного генератора, содержащего энергетический модуль реактора, модуль преобразования энергии и модуль производства энергии, которые выполнены термогидравлически соединяемыми друг с другом с образованием готового к эксплуатации ядерного реактора, полностью содержащегося в едином корпусе;
приведение в действие транспортируемого ядерного генератора в одном из следующих режимов:
(1) согласно регенеративному энергетическому циклу Брайтона для производства электричества с использованием инертного газа в качестве рабочей текучей среды;
(2) согласно энергетическому циклу Ренкина для производства электричества при использовании воды в качестве рабочей текучей среды.
38. Способ по п. 37, дополнительно содержащий приведение в действие транспортируемого ядерного генератора в горизонтальной или вертикальной конфигурации.
39. Способ по п. 37, дополнительно содержащий приведение в действие транспортируемого ядерного генератора, используя:
энергетический модуль, содержащий активную зону ядерного реактора;
встроенные теплообменники, образованные внутренними и внешними ребрами, выполненные с возможностью обеспечивать пассивное охлаждение; и
систему аварийного останова ядерного реактора, которая вводит поглотитель нейтронов в активную зону посредством пассивной системы, если другие системы выведены из строя.
40. Способ перезагрузки транспортируемого ядерного генератора, содержащего энергетический модуль реактора, модуль преобразования энергии и модуль производства энергии, которые выполнены термогидравлически соединяемыми друг с другом с образованием готового к эксплуатации ядерного реактора, причем способ содержит:
удаление первого энергетического модуля реактора, имеющего неотработанное или отработанное ядерное топливо;
и замену первого энергетического модуля реактора вторым энергетическим модулем реактора, имеющим неотработанное ядерное топливо.
RU2015113440A 2012-09-12 2013-09-12 Модульный транспортируемый ядерный генератор RU2648681C2 (ru)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US201261699864P 2012-09-12 2012-09-12
US61/699,864 2012-09-12
PCT/US2013/059445 WO2014043335A1 (en) 2012-09-12 2013-09-12 Modular transportable nuclear generator

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2015113440A true RU2015113440A (ru) 2016-11-10
RU2648681C2 RU2648681C2 (ru) 2018-03-28

Family

ID=50278671

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2015113440A RU2648681C2 (ru) 2012-09-12 2013-09-12 Модульный транспортируемый ядерный генератор

Country Status (8)

Country Link
US (1) US10229757B2 (ru)
EP (1) EP2896046A4 (ru)
JP (1) JP6336986B2 (ru)
KR (1) KR102217775B1 (ru)
CN (1) CN105027223B (ru)
CA (1) CA2884893C (ru)
RU (1) RU2648681C2 (ru)
WO (1) WO2014043335A1 (ru)

Families Citing this family (25)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US11031148B2 (en) * 2015-04-09 2021-06-08 Carbon Free Holdings Llc Transportable sub-critical modules for nuclear power generation
US10191464B2 (en) * 2015-08-14 2019-01-29 Nuscale Power, Llc Notification management systems and methods for monitoring the operation of a modular power plant
JP2018513985A (ja) * 2015-10-07 2018-05-31 フィリポネ，クラウディオＦＩＬＩＰＰＯＮＥ， Ｃｌａｕｄｉｏ 可搬型亜臨界モジュールによる発電及び関連方法
FR3068821B1 (fr) * 2017-07-06 2020-08-28 Electricite De France Plot de centrage d'un coeur de centrale nucleaire pour cuves de reacteurs
US10755826B2 (en) 2017-11-10 2020-08-25 Nugen, Llc Integrated system for converting nuclear energy into electrical, rotational, and thermal energy
US10790066B2 (en) * 2017-12-04 2020-09-29 Westinghouse Electric Company Llc Rotational apparatus usable with control drum apparatus in nuclear environment
FR3086789B1 (fr) * 2018-09-28 2020-10-16 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a sel fondu
US11189383B2 (en) 2018-12-02 2021-11-30 Ultra Safe Nuclear Corporation Processing ultra high temperature zirconium carbide microencapsulated nuclear fuel
JP7209574B2 (ja) * 2019-03-29 2023-01-20 三菱重工業株式会社 原子力発電システム及び原子炉ユニット
US11495363B2 (en) * 2019-05-02 2022-11-08 BWXT Advanced Technologies LLC Small modular mobile fission reactor
CN110491533B (zh) * 2019-08-22 2022-02-22 哈尔滨工程大学 一种双层冷却堆芯发电系统
US11417435B2 (en) * 2019-12-31 2022-08-16 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Control drum for a mobile nuclear reactor
CN111128412B (zh) * 2019-12-31 2023-01-03 中国核动力研究设计院 一种用于多种发电模式的热管反应堆堆芯结构
CZ2020253A3 (cs) * 2020-05-07 2021-11-10 Witkowitz Atomica A.S. Energetický zdroj využívající k výrobě tepla nízko-obohacené jaderné palivo
US20210383937A1 (en) * 2020-06-03 2021-12-09 Westinghouse Electric Company Llc Articulated manipulator for navigating and servicing a heat exchanger
CN111951985B (zh) * 2020-07-15 2022-10-18 四川大学 一种模块化空间核反应堆发电单元
CN111829384B (zh) * 2020-07-17 2021-12-14 南海龙 一种基于磁力自驱动实现稳定换热的换热管
US11725411B2 (en) * 2020-08-17 2023-08-15 Terrapower, Llc Nuclear fuel assembly with multi-pitch wire wrap
WO2022061195A2 (en) * 2020-09-18 2022-03-24 Ultra Safe Nuclear Corporation Radiation shielding for compact and transportable nuclear power systems
CN113658725A (zh) * 2020-12-01 2021-11-16 国家电投集团科学技术研究院有限公司 核反应堆
GB2603000A (en) * 2021-01-25 2022-07-27 Bae Systems Plc Thermal bridge
US20220267031A1 (en) * 2021-02-25 2022-08-25 United States Of America As Represented By The Administrator Of Nasa NTAC Augmented Nuclear Electric Propulsion and/or Nuclear Thermal Propulsion
US11421589B1 (en) 2021-05-18 2022-08-23 Nugen, Llc Integrated system for converting nuclear energy into electrical, mechanical, and thermal energy
CN114038599B (zh) * 2021-10-25 2023-09-19 哈尔滨工程大学 一种直接循环控制鼓式核动力发动机
KR102649034B1 (ko) * 2022-03-10 2024-03-18 한국수력원자력 주식회사 소형원자로 장치 및 그 운용방법

Family Cites Families (22)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1517479A (en) * 1975-07-02 1978-07-12 Westinghouse Electric Corp Vehicle including a nuclear power generator arrangement
FR2662991B1 (fr) * 1990-06-08 1995-06-02 Etat Francais Delegue Darmement Sous-marin convertible a coque resistante.
US5247553A (en) * 1991-11-27 1993-09-21 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Submerged passively-safe power plant
US5309492A (en) 1993-04-15 1994-05-03 Adams Atomic Engines, Inc. Control for a closed cycle gas turbine system
JP4101422B2 (ja) * 1999-12-28 2008-06-18 株式会社東芝 液体金属冷却型原子炉および液体金属冷却型原子力プラント
GB2374904A (en) * 2001-04-26 2002-10-30 Bowman Power Systems Ltd Controlling temperature in gas turbine apparatus during startup or shutdown
US20040131138A1 (en) 2001-05-25 2004-07-08 Michael Correia Brayton cycle nuclear power plant and a method of starting the brayton cycle
KR20050035154A (ko) * 2001-10-11 2005-04-15 페블 베드 모듈러 리엑터(프로프라이어터리) 리미티드 원자력 발전소의 작동 방법
RU2222839C2 (ru) 2002-01-21 2004-01-27 Федеральное государственное унитарное предприятие "Центральный научно-исследовательский институт им. акад. А.Н. Крылова" Подземная атомная теплоэлектростанция на базе судовых реакторных установок
AU2002256295A1 (en) 2002-03-14 2003-09-29 The Sun Trust L.L.C. Rankine cycle generation of electricity
JP2004044411A (ja) * 2002-07-09 2004-02-12 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 可変昇圧エゼクタ
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
US8170173B2 (en) 2007-11-15 2012-05-01 The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University Passive emergency feedwater system
US20100290578A1 (en) * 2009-05-12 2010-11-18 Radix Power And Energy Corporation Deployable electric energy reactor
US9502145B2 (en) * 2009-09-23 2016-11-22 Terrapower, Llc Nuclear reactor operation and simulation
FR2951312B1 (fr) * 2009-10-08 2011-12-09 Commissariat Energie Atomique Corps d'assemblage de combustible nucleaire et un assemblage de combustible nucleaire comportant un tel corps
JP5527581B2 (ja) * 2009-10-26 2014-06-18 一般財団法人電力中央研究所 原子炉用熱電変換モジュール組立体及び燃料照射用集合体並びに材料照射用集合体
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
KR101089843B1 (ko) * 2010-09-01 2011-12-05 한국수력원자력 주식회사 운전, 유지보수가 용이한 사용후핵연료 산화장치
US9299464B2 (en) 2010-12-02 2016-03-29 Ut-Battelle, Llc Fully ceramic nuclear fuel and related methods
CN202274790U (zh) * 2011-08-10 2012-06-13 中电联大(大连)照明有限公司 一种新型沟槽式热管

Also Published As

Publication number Publication date
CN105027223A (zh) 2015-11-04
US20160049210A1 (en) 2016-02-18
EP2896046A4 (en) 2016-08-10
CA2884893C (en) 2018-06-19
RU2648681C2 (ru) 2018-03-28
CA2884893A1 (en) 2014-03-20
CN105027223B (zh) 2018-07-17
EP2896046A1 (en) 2015-07-22
KR20150109324A (ko) 2015-10-01
JP2016515191A (ja) 2016-05-26
WO2014043335A4 (en) 2014-05-30
JP6336986B2 (ja) 2018-06-06
KR102217775B1 (ko) 2021-02-22
US10229757B2 (en) 2019-03-12
WO2014043335A1 (en) 2014-03-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2015113440A (ru) Модульный транспортируемый ядерный генератор
JP2016515191A5 (ru)
JP5645283B2 (ja) 高温ガス冷却原子炉の蒸気発電システム及び方法
Yetisir et al. Development and integration of Canadian SCWR concept with counter-flow fuel assembly
RU2713473C2 (ru) Система ядерного реактора и способ получения ядерной энергии
JP2014525046A (ja) 使用済原子燃料プールの冷却および監視のための崩壊熱による発電
CN101630931B (zh) 一种核能与碱金属热电转换装置联合发电装置
Forsberg et al. An advanced molten salt reactor using high-temperature reactor technology
CN110310748B (zh) 加装涡轮的热电转换一体化反应堆
Ohashi et al. Modular high temperature reactor (Modular HTR) contributing the global environment protection
Guven et al. Design of a nuclear power plant with gas turbine modular helium cooled reactor
CN114121309A (zh) 一种基于全陶瓷弥散微封装燃料和碳化硅包壳的反应堆
KR101322441B1 (ko) 산화토륨 나노유체 원자로 냉각재 및 이를 이용한 원자로
Schleicher et al. Configuring EM2 to Meet the Challenges of Economics, Waste Disposition and Non-Proliferation Confronting Nuclear Energy in the US
Neylan et al. GT-MHR design, performance, and safety
Forsberg et al. Sustainability and economics of the advanced high-temperature reactor
Forsberg The Advanced High-Temperature Reactor: High-Temperature Fuel, Molten Salt Coolant, and Liquid-Metal Reactor Plant
Schleicher et al. Design and Development of EM2
Pitts Cascade: a high-efficiency ICF power reactor
Tang et al. Thermal-Hydraulic Analysis of TOPAZ-II With Modified RELAP5
CN116469586A (zh) 具有地上冷源且包括自主衰变热去除系统的轻水核反应堆、特别是压水反应堆或沸水反应堆
KR20230112080A (ko) 일체형 자율 수동 붕괴 열 제거 시스템을 통합한, 경수형 원자로 (lwr), 특히 가압수형 원자로 (pwr) 또는 비등수형 원자로 (bwr)
RU2086036C1 (ru) Термоэмиссионный реактор-преобразователь
Filippov et al. Modular high-temperature helium-cooled nuclear reactor with spherical fuel elements for electricity and hydrogen production
Feddersen et al. Conceptual design of a category III multimegawatt space nuclear power system

Legal Events

Date Code Title Description
PC41 Official registration of the transfer of exclusive right

Effective date: 20210220