RU2020125869A - Композитный замедлитель для систем с ядерным реактором - Google Patents

Композитный замедлитель для систем с ядерным реактором Download PDF

Info

Publication number
RU2020125869A
RU2020125869A RU2020125869A RU2020125869A RU2020125869A RU 2020125869 A RU2020125869 A RU 2020125869A RU 2020125869 A RU2020125869 A RU 2020125869A RU 2020125869 A RU2020125869 A RU 2020125869A RU 2020125869 A RU2020125869 A RU 2020125869A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
moderator
composite
fuel
nuclear reactor
composite moderator
Prior art date
Application number
RU2020125869A
Other languages
English (en)
Inventor
Франческо ВЕННЕРИ
Паоло Франческо ВЕННЕРИ
Лэнс Льюис СНИД
Original Assignee
Ультра Сейф Нуклеар Корпорейшн
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 Ультра Сейф Нуклеар Корпорейшн filed Critical Ультра Сейф Нуклеар Корпорейшн
Publication of RU2020125869A publication Critical patent/RU2020125869A/ru

Links

Classifications

    • 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
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/06—Casings; Jackets
    • 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
    • G21C1/14—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor
    • G21C1/16—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor
    • G21C1/18—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor coolant being pressurised
    • G21C1/20—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor coolant being pressurised moderator being liquid, e.g. pressure-tube reactor
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/24—Homogeneous reactors, i.e. in which the fuel and moderator present an effectively homogeneous medium to the neutrons
    • G21C1/26—Single-region reactors
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/24—Homogeneous reactors, i.e. in which the fuel and moderator present an effectively homogeneous medium to the neutrons
    • G21C1/28—Two-region reactors
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • 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
    • G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/62—Ceramic fuel
    • G21C3/626—Coated fuel particles
    • 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
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/18—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/18—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
    • G21C5/20—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone wherein one zone contains fissile material and another zone contains breeder material
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/18—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
    • G21C5/22—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone wherein one zone is a superheating zone
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/06—Reflecting shields, i.e. for minimising loss of neutrons
    • 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
    • G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/60—Metallic fuel; Intermetallic dispersions
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • Ceramic Engineering (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Ceramic Products (AREA)
  • Dispersion Chemistry (AREA)

Claims (24)

1. Система с ядерным реактором, содержащая активную зону ядерного реактора, включающую в себя сборку топливных элементов и среду композитного замедлителя, образованную из двух или более замедлителей; в которой два или более замедлителей содержат материал с низкими замедляющими свойствами и материал с высокими замедляющими свойствами и материал с высокими замедляющими свойствами обладает более высокой способностью замедлять нейтроны по сравнению с материалом с низкими замедляющими свойствами.
2. Система с ядерным реактором по п. 1, в которой материал с низкими замедляющими свойствами содержит замедляющую матрицу из карбида кремния (SiC) или оксида магния (MgO); а материал с высокими замедляющими свойствами распределен внутри замедляющей матрицы и содержит бериллий (Be), бор (B) или их соединение.
3. Система с ядерным реактором по п. 2, в которой материал с высокими замедляющими свойствами содержит по меньшей мере одно из борида бериллия (Be2B, Be4B, BeB2 или BeB6), карбида бериллия (Be2C), бериллида циркония (ZrBe13), бериллида титана (TiBe12), оксида бериллия (BeO) или карбида бора (B4C).
4. Система с ядерным реактором по п. 2, в которой материал высокими замедляющими свойствами инкапсулирован внутри материала с низкими замедляющими свойствами таким образом, что материал с высокими замедляющими свойствами не выходит за пределы материала с низкими замедляющими свойствами.
5. Система с ядерным реактором по п. 4, в которой каждый из топливных элементов содержит топливный блок с композитным замедлителем, образованный из среды композитного замедлителя и ядерного топлива; топливный блок с композитным замедлителем содержит топливные отверстия и ядерное топливо расположено внутри топливных отверстий таким образом, что ядерное топливо оказывается внутри среды композитного замедлителя.
6. Система с ядерным реактором по п. 5, в которой топливный блок с композитным замедлителем также содержит каналы теплоносителя для прохождения охлаждающего газа или охлаждающей жидкости.
7. Система с ядерным реактором по п. 5, в которой ядерное топливо содержит топливные компактные элементы, которые состоят из частиц трехструктурно-изотропического (TRISO) топлива, внедренных в карбид-кремниевую матрицу; или частиц трехструктурно-изотропического (TRISO) топлива, внедренных в графитовую матрицу.
8. Система с ядерным реактором по п. 5, в которой активная зона ядерного реактора также содержит по меньшей мере одну зону отражателя, которая содержит блоки композитного замедлителя и отражателя, образованные из среды композитного замедлителя.
9. Система с ядерным реактором по п. 5, в которой активная зона ядерного реактора содержит зону внутреннего отражателя и зону периферийного отражателя; зона внутреннего отражателя содержит блоки композитного замедлителя и внутреннего отражателя; зона периферийного отражателя содержит блоки композитного замедлителя и периферийного отражателя и блоки композитного замедлителя и внутреннего отражателя и блоки композитного замедлителя и периферийного отражателя образованы из среды композитного замедлителя.
10. Система с ядерным реактором по п. 9, в которой сборка топливных элементов окружает зону внутреннего отражателя и зона периферийного отражателя окружает сборку топливных элементов.
11. Способ, включающий
выбор двух или более замедлителей, включая материал с низкими замедляющими свойствами и материал с высокими замедляющими свойствами для образования среды композитного замедлителя;
выбор спекающей добавки и процента по массе (мас.%) спекающей добавки в смеси композитного замедлителя на основе материала с низкими замедляющими свойствами;
смешивание двух или более замедлителей с выбранной спекающей добавкой с выбранным процентом по массе (мас.%) с получением смеси композитного замедлителя и
искровое плазменное спекание смеси композитного замедлителя для фабрикации блока композитного замедлителя, образованного из среды композитного замедлителя.
12. Способ по п. 11, в котором искровое плазменное спекание смеси композитного замедлителя включает засыпку смеси композитного замедлителя в матрицу и запрессовку заготовки в матрицу для применения технологической температуры и давления к смеси композитного замедлителя для фабрикации блока композитного замедлителя, образованного из среды композитного замедлителя.
13. Способ по п. 12, в котором материал с низкими замедляющими свойствами содержит карбид кремния (SiC) или оксид магния (MgO); а материал с высокими замедляющими свойствами содержит бериллий (Be), бор (B) или их соединение.
14. Способ по п. 13, в котором материал с высокими замедляющими свойствами содержит по меньшей мере одно из борида бериллия (Be2B, Be4B, BeB2 или BeB6), карбида бериллия (Be2C), бериллида циркония (ZrBe13), бериллида титана (TiBe12), оксида бериллия (BeO) или карбида бора (B4C).
15. Способ по п. 13, в котором материал с низкими замедляющими свойствами содержит карбид кремния (SiC); а спекающая добавка содержит оксид иттрия (Y2O3) или оксид алюминия (Al2O3).
16. Способ по п. 15, в котором выбранный процент по массе (мас.%) спекающей добавки в смеси композитного замедлителя составляет от 4 до 10 процентов по массе (мас.%) оксида иттрия или оксида алюминия.
17. Способ по п. 15, в котором технологическая температура находится в диапазоне от 1400° по Цельсию (С) до 1800° по Цельсию (C).
18. Способ по п. 13, в котором материал с низкими замедляющими свойствами содержит оксид магния (MgO); а спекающая добавка содержит литий.
19. Способ по п. 18, в котором выбранный процент по массе (мас.%) спекающей добавки в смеси композитного замедлителя составляет от 3 до 10 процентов по массе (мас.%) лития.
20. Способ по п. 19, в котором технологическая температура находится в диапазоне от 1300° по Цельсию (С) до 1600° по Цельсию (C).
RU2020125869A 2018-01-22 2019-01-22 Композитный замедлитель для систем с ядерным реактором RU2020125869A (ru)

Applications Claiming Priority (5)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US201862619925P 2018-01-22 2018-01-22
US62/619,925 2018-01-22
PCT/US2019/014606 WO2019164617A2 (en) 2018-01-22 2019-01-22 Composite moderator for nuclear reactor systems
US16/254,019 US11264141B2 (en) 2018-01-22 2019-01-22 Composite moderator for nuclear reactor systems
US16/254,019 2019-01-22

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2020125869A true RU2020125869A (ru) 2022-02-24

Family

ID=67686902

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2020125869A RU2020125869A (ru) 2018-01-22 2019-01-22 Композитный замедлитель для систем с ядерным реактором

Country Status (6)

Country Link
US (2) US11264141B2 (ru)
JP (1) JP7287742B2 (ru)
KR (1) KR102561185B1 (ru)
CA (1) CA3089067A1 (ru)
RU (1) RU2020125869A (ru)
WO (1) WO2019164617A2 (ru)

Families Citing this family (20)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US11127508B2 (en) 2018-10-08 2021-09-21 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Nuclear thermal propulsion fuel element packing device
US11189383B2 (en) 2018-12-02 2021-11-30 Ultra Safe Nuclear Corporation Processing ultra high temperature zirconium carbide microencapsulated nuclear fuel
WO2020209997A2 (en) 2019-03-19 2020-10-15 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Nuclear thermal propulsion nuclear reactor interface structure
US11942229B2 (en) 2019-04-19 2024-03-26 BWXT Advanced Technologies LLC Molten metal fuel buffer in fission reactor and method of manufacture
EP4032104A4 (en) 2019-09-20 2024-01-17 BWXT Nuclear Energy, Inc. SPACER COILS FOR PLENUM PLATES OF A NUCLEAR REACTOR
US11289212B2 (en) 2019-09-30 2022-03-29 BWXT Advanced Technologies LLC Fission reactor with segmented cladding bodies having cladding arms with involute curve shape
CA3151991A1 (en) 2019-10-04 2021-04-08 Paolo Francesco Venneri Nuclear reactor core architecture with enhanced heat transfer and safety
WO2021092401A1 (en) 2019-11-08 2021-05-14 Abilene Christian University Identifying and quantifying components in a high-melting-point liquid
CN110827998B (zh) * 2019-11-21 2021-05-18 中国核动力研究设计院 一种氧化铍慢化金属冷却反应堆小型化设计方法及反应堆
US11760005B2 (en) 2019-11-27 2023-09-19 BWXT Advanced Technologies LLC Resin adhesion failure detection
WO2021150670A2 (en) * 2020-01-22 2021-07-29 The Research Foundation For The State University Of New York Ceramic matrix composites enable through metal halide assisted sintering
JP2023514052A (ja) * 2020-02-07 2023-04-05 ウルトラ セーフ ニュークリア コーポレーション 充電式原子力電池及び活性化充電生産方法
CA3176389A1 (en) * 2020-03-23 2021-09-30 The Research Foundation For The State University Of New York Neutron absorbing embedded hydride shield
US20220139582A1 (en) * 2020-10-29 2022-05-05 Westinghouse Electric Company Llc Devices, systems, and methods for configuring the layout of unit cell of a reactor core
JP2024521660A (ja) 2021-06-04 2024-06-04 ウルトラ セーフ ニュークリア コーポレーション より安全な原子炉のための燃料減速材反転
US12018779B2 (en) 2021-09-21 2024-06-25 Abilene Christian University Stabilizing face ring joint flange and assembly thereof
WO2024054601A1 (en) * 2022-09-09 2024-03-14 Ultra Safe Nuclear Corporation Ordered particle fuel
CN116640975B (zh) * 2023-05-11 2024-03-12 有研资源环境技术研究院(北京)有限公司 一种钇基合金、制备方法以及应用
CN116655382B (zh) * 2023-05-22 2024-05-17 中国科学院过程工程研究所 一种放电等离子烧结制备碳化铀芯块的方法
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 (22)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2816068A (en) * 1945-11-28 1957-12-10 William J Ruano Reactor control
BE588349A (ru) * 1959-03-10
US3100188A (en) * 1961-05-19 1963-08-06 Arthur P Fraas Reactor moderator structure
US3137657A (en) * 1962-04-11 1964-06-16 John F Quirk Ceramic product comprising sintered beryllia and bentonite and method
US3278454A (en) * 1964-06-04 1966-10-11 Percy P Turner Inhibition of grain growth in sintered beryllium oxide bodies
US3529046A (en) * 1968-06-20 1970-09-15 Atomic Energy Commission Utilizing lithium oxide and precursors as sintering aid for hot pressing beryllium oxide
US3914612A (en) * 1974-08-26 1975-10-21 Us Energy Neutron source
US4251724A (en) * 1978-01-23 1981-02-17 Irt Corporation Method and apparatus for determination of temperature, neutron absorption cross section and neutron moderating power
JPS6329295A (ja) * 1986-07-23 1988-02-06 株式会社日立製作所 原子炉炉心
JPH0785115B2 (ja) * 1987-02-25 1995-09-13 株式会社日立製作所 圧力管型原子炉とその原子炉の運転方法
CA1336357C (en) * 1989-01-27 1995-07-25 Michael S. Milgram Moderator for nuclear reactor
JP2006078401A (ja) * 2004-09-10 2006-03-23 Nuclear Fuel Ind Ltd 高温ガス炉用ペブルベット型核燃料とその製造方法
JP2006112838A (ja) * 2004-10-13 2006-04-27 Nuclear Fuel Ind Ltd 高温ガス炉用燃料コンパクトの製造方法
US7700202B2 (en) 2006-02-16 2010-04-20 Alliant Techsystems Inc. Precursor formulation of a silicon carbide material
JP2009036606A (ja) 2007-08-01 2009-02-19 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉
JP5772327B2 (ja) * 2011-07-19 2015-09-02 富士電機株式会社 高温ガス炉の炉心拘束機構
US20150098544A1 (en) * 2013-10-09 2015-04-09 Anatoly Blanovsky Sustainable Modular Transmutation Reactor
US9789335B2 (en) 2014-09-24 2017-10-17 Techno Eye Corporation MgF2—CaF2 binary system sintered body for radiation moderator and method for producing the same
JP6473616B2 (ja) 2014-12-22 2019-02-20 イビデン株式会社 原子炉構造物の製造方法
KR101924308B1 (ko) 2015-07-21 2018-11-30 니폰게이긴조쿠가부시키가이샤 불화마그네슘 소결체, 불화마그네슘 소결체의 제조 방법, 중성자 모더레이터 및 중성자 모더레이터의 제조 방법
JP6699882B2 (ja) 2015-11-18 2020-05-27 株式会社東芝 核燃料コンパクト、核燃料コンパクトの製造方法、及び核燃料棒
PL3437107T3 (pl) 2016-03-29 2021-04-06 Ultra Safe Nuclear Corporation W pełni ceramiczne mikrokapsułkowane paliwo jądrowe wykonane ze zużywalnej trucizny do wsparcia spiekania

Also Published As

Publication number Publication date
KR102561185B1 (ko) 2023-07-27
US20220139578A1 (en) 2022-05-05
JP2021512334A (ja) 2021-05-13
JP7287742B2 (ja) 2023-06-06
WO2019164617A2 (en) 2019-08-29
CA3089067A1 (en) 2019-08-29
KR20200106551A (ko) 2020-09-14
US20200027587A1 (en) 2020-01-23
WO2019164617A3 (en) 2019-10-03
US11264141B2 (en) 2022-03-01

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2020125869A (ru) Композитный замедлитель для систем с ядерным реактором
CA2993794C (en) Method for fabrication of fully ceramic microencapsulated nuclear fuel
US10689776B2 (en) Preparation method of monocrystal uranium dioxide nuclear fuel pellets
CN108335760B (zh) 一种高铀装载量弥散燃料芯块的制备方法
KR101793896B1 (ko) 완전한 세라믹 핵연료 및 관련된 방법
US20120314831A1 (en) Light Water Reactor TRISO Particle-Metal-Matrix Composite Fuel
EP3437106A1 (en) Enhancing toughness in microencapsulated nuclear fuel
KR20080034994A (ko) 매크로구조를 갖는 플레이트 타입의 연료 요소
CN109461509B (zh) 惰性基体弥散燃料芯块及其制备方法
CN108806804B (zh) SiC纤维增强的燃料芯块及其制备方法
Snead et al. Development and potential of composite moderators for elevated temperature nuclear applications
US7587018B2 (en) Process for manufacturing enhanced thermal conductivity oxide nuclear fuel and the nuclear fuel
GB1049751A (en) Fuel element for high temperature and high power density nuclear reactor
Xie et al. Comparison of hydrothermal corrosion behavior of SiC with Al2O3 and Al2O3+ Y2O3 sintering additives
JP6699882B2 (ja) 核燃料コンパクト、核燃料コンパクトの製造方法、及び核燃料棒
KR20240015686A (ko) 보다 안전한 원자로를 위한 연료-감속재 반전
KR20150135679A (ko) 산화물 핵연료 소결체 및 이의 제조방법
EP3743926B1 (en) Composite moderator for nuclear reactor systems
Mizuta et al. Study of SiC-matrix fuel element for HTGR
RU2119199C1 (ru) Поглощающий сердечник органа регулирования атомного реактора
Lee et al. Sintering and characterization of SiC-matrix composite including TRISO particles
DEVET GENERAL ATOMIC