RU2173484C1 - Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем - Google Patents
Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем Download PDFInfo
- Publication number
- RU2173484C1 RU2173484C1 RU2000103504/06A RU2000103504A RU2173484C1 RU 2173484 C1 RU2173484 C1 RU 2173484C1 RU 2000103504/06 A RU2000103504/06 A RU 2000103504/06A RU 2000103504 A RU2000103504 A RU 2000103504A RU 2173484 C1 RU2173484 C1 RU 2173484C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- heavy liquid
- liquid metal
- elements
- fast reactor
- Prior art date
Links
Classifications
-
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Сущность изобретения: реактор включает активную зону с уран-плутониевым нитридным ядерным топливом, разделенную на подзоны. Ядерное топливо расположено в оболочках тепловыделяющих элементов с зазором, заполненным материалом с высокой теплопроводностью. Тепловыделяющие элементы собраны в тепловыделяющие сборки (ТВС), выполненные бесчехловыми. ТВС охлаждаются теплоносителем, в качестве которого используют свинец или сплав свинца с висмутом. Массовое соотношение урана и плутония в топливе выбрано в интервале от 5,7 до 7,3 и одинаково по всей активной зоне. В направлении от центра активной зоны к ее периферии каждая следующая подзона содержит больше топлива и меньше теплоносителя или за счет изменения шага между тепловыделяющими элементами в разных подзонах, или за счет изменения диаметров тепловыделяющих элементов в разных подзонах, или за счет изменения шагов и диаметров тепловыделяющих элементов в разных подзонах. Технический результат заключается в выравнивании скорости выгорания и скорости воспроизводства плутония, а также в исключении неконтролируемого разгона реактора. 8 з.п. ф-лы.
Description
Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкциям быстрых реакторов с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями.
Известен быстрый реактор с жидкометаллическим теплоносителем, содержащий активную зону, разделенную на подзоны с тепловыделяющими сборками, в которых размещены стержневые тепловыделяющие элементы с уран-плутониевым ядерным топливом, заключенным в оболочку (см. Г. Кесслер "Ядерная энергетика", М., Энергоатомиздат, 1986 г., с. 110-138).
В этом реакторе в качестве жидкометаллического теплоносителя используют натрий, а в качестве топлива - оксидное уран-плутониевое топливо, и активную зону со всех сторон окружают зоной воспроизводства, образованной из сборок, содержащих диоксид обедненного урана.
К наиболее существенным недостаткам указанного реактора следует отнести следующие недостатки.
1. Применение натрия пожароопасно из-за его интенсивного окисления при взаимодействии с водой. Кроме того, при кипении натрия (Ткип<1200 К) из-за положительного натриевого пустотного эффекта реактивности может произойти разгон реактора.
2. Из-за низкой плотности оксидного топлива сложно обеспечить коэффициент воспроизводства топлива (КВА), равный 
1. Это ведет к необходимости иметь существенный запас реактивности на выгорание топлива.
3. Другим негативным качеством оксидного топлива является его низкая теплопроводность, из-за чего увеличивается рабочая температура топлива и, следовательно, растет мощностной эффект реактивности (до 1,5%) и выход газообразных продуктов деления из топлива, увеличивающий давление под оболочками тепловыделяющих элементов.
4. Предлагаемое деление на подзоны не обеспечивает радиальное выравнивание энерговыделения, т.к. с выгоранием происходит перераспределение энерговыделения из-за разной скорости горения и накопления плутония в подзонах с разным составом топлива.
5. Кожуховая конструкция тепловыделяющих сборок (ТВС) не исключает аварии с перегревом и разрушением ТВС в случае перекрытия проходного отверстия в хвостовике. Из-за кожухов увеличивается доля конструкционных материалов в активной зоне, что ведет к увеличению топливной загрузки.
6. В зонах воспроизводства нарабатывают плутоний, который в дальнейшем может быть использован для производства ядерного оружия.
7. Из-за размещения органов регулирования (ОР) в пределах активной зоны при проведении погрузки-выгрузки ТВС ОР необходимо отсоединять от приводных механизмов, поэтому сроки перегрузочных работ удлиняются и во время их проведения ухудшаются условия безопасности реактора.
Наиболее близким по своей технической сущности к предложенному является быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, содержащий активную зону, окруженную плотно установленными блоками отражателя и разделенную на подзоны с тепловыделяющими сборками, в которых размещены стержневые тепловыделяющие элементы с уран-плутониевым нитридным ядерным топливом, заключенным в оболочку (см. A DESIGN STUDY FOR INHERENT SAFETY CORE, ASEISMICITY AND HEAT TRASPORT SYSTEM IN LEAD-COOLED NITRIDE-FUEL FAST REACTOR. H. Takano, H. Akie and all. Proceeding of ARS'94. International Topical Meeting on Advanced Reactors Safety, volume 1, April 17-21, 1994, p.p. 549- 556).
Указанный реактор обладает следующими недостатками.
1. Конструктивное выполнение активной зоны и состав топлива обеспечивают в данном реакторе высокий коэффициент воспроизводства (КВА) топлива, равный 1,26, при котором наработка плутония опережает его выгорание, что ведет к росту реактивности по кампании и может привести к аварии с разгоном реактора на мгновенных нейтронах при отказе системы управления и защиты (СУЗ). Кроме того, нарабатываемый избыточный плутоний может быть использован для производства ядерного оружия.
2. Радиальные подзоны с разным изотопным составом топлива не позволяют стабилизировать выровненное при пуске реактора распределение энерговыделения в течение всей кампании из-за разной скорости выгорания и воспроизводства плутония в подзонах.
3. Из-за того, что ТВС снабжены кожухами, сохраняется опасность перекрытия входных отверстий в хвостовиках и прекращения охлаждения тепловыделяющих элементов. Кроме того, кожуховая конструкция ТВС ведет к росту количества конструкционных материалов в активной зоне, что, в свою очередь, приводит к увеличению размеров активной зоны и топливной загрузки.
4. В тепловыделяющих элементах вследствие плохой теплопроводности от топлива к оболочке повышается рабочая температура топлива, выход газообразных продуктов деления и их давление на оболочку. Кроме того, в твэлах при выгорании происходит распухание топлива, ведущее к термомеханическому взаимодействию топлива с оболочкой, чреватому разгерметизацией оболочек тепловыделяющих элементов и выходом радиоактивных продуктов деления в первый контур.
5. Вследствие размещения органов регулирования в пределах активной зоны при перегрузочных работах необходимо отсоединять рабочие органы от приводных механизмов, что увеличивает ядерную опасность перегрузочных работ.
Задача, на решение которой направлено настоящее изобретение, заключается в повышении ядерной и экологической безопасности ядерной энергетики при сохранении достигнутых в настоящее время у быстрых реакторов экономических показателей.
При решении указанной задачи обеспечивается получение таких технических результатов, как увеличение проходного сечения теплоносителя, выравнивание скорости выгорания и скорости воспроизводства плутония, а также выравнивание и стабилизация выровненных распределений температур твэлов и подогревов теплоносителя по радиусу активной зоны на протяжении всей кампании реактора, снижение запаса реактивности реактора до уровня, исключающего его неконтролируемый разгон на быстрых нейтронах, улучшение теплопередачи от топлива к оболочке твэл, исключение термомеханического взаимодействия топлива с оболочкой, выравнивание внутритвэльного давления и давления в активной зоне, сохранение подачи теплоносителя в ТВС при закупорке проходного сечения на входе в ТВС, уменьшение количества конструкционных материалов в активной зоне, обеспечение возможности управления реактивностью реактора при перегрузке ТВС и исключение наработки избыточного плутония.
Указанная задача решается благодаря тому, что в быстром реакторе с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, содержащем активную зону, окруженную плотно установленными блоками отражателя и разделенную на подзоны с тепловыделяющими сборками, в которых размещены стержневые тепловыделяющие элементы с уран-плутониевым нитридным ядерным топливом, заключенным в оболочку, и органы регулирования, в качестве тяжелого жидкометаллического теплоносителя используют свинец или сплав свинца с висмутом, тепловыделяющие сборки выполнены бесчехловыми, а топливо расположено в оболочках тепловыделяющих элементов с зазором, заполненным материалом с высокой теплопроводностью, и имеет по всей активной зоне один и тот же состав, в котором массовое отношение урана и плутония M(U)/M(Pu) лежит в интервале от 5,7 до 7,3, причем в направлении от центра активной зоны к ее периферии каждая следующая подзона содержит больше топлива и меньше теплоносителя или за счет изменения шага между тепловыделяющими элементами в разных подзонах, при этом отношение шага между тепловыделяющими элементами центральной подзоны к шагу между тепловыделяющими элементами в периферийной подзоне выбрано равным 1,18±0,05, или за счет изменения диаметров тепловыделяющих элементов в разных подзонах, при этом отношение диаметра тепловыделяющих элементов периферийной подзоны к диаметру тепловыделяющих элементов центральной подзоны выбрано равным 1,12±0,05, или за счет изменения шагов и диаметров тепловыделяющих элементов в разных подзонах, при этом отношение шага между периферийными тепловыделяющими элементами к их диаметру выбрано равным 1,25±0,07, а отношение шага между тепловыделяющими элементами к их диаметру в центральной подзоне 1,5±0,1.
Кроме того, отношение величины зазора между топливом и оболочкой тепловыделяющего элемента к диаметру тепловыделяющего элемента выбрано равным 0,025±0,005, и между верхним концом оболочки тепловыделяющего элемента и топливом образована полость с высотой не менее 0,8•hтоп, где hтоп - высота столба топлива в тепловыделяющем элементе, уран-плутониевого нитридное топливо дополнительно содержит минорные актиноиды, причем отношение массового содержания минорных актиноидов М(МА) к массовому содержанию плутония М(Pu) в топливе выбрано равным не более 0,05, блоки отражателя выполнены в виде стальных кожухов, заполненных свинцовым или свинцово-висмутовым теплоносителем, причем, по крайней мере, в части блоков отражателя выполнены каналы для органов регулирования, которые могут быть заглушены сверху, заполнены газом и снизу соединены с контуром охлаждения активной зоны, кроме того, по крайней мере, в части блоков отражателя размещены капсулы с долгоживущими продуктами деления, и/или капсулы с цезием и/или стронцием, и/или капсулы с мишенными материалами.
Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, выполненный в соответствие с данным изобретением, работает следующим образом.
Активную зону быстрого реактора загружают бесчехловыми ТВС со стержневыми тепловыделяющими элементами (твэлами), и после подачи в активную зону свинцового или свинцово-висмутового теплоносителя выводят реактор на мощность. Использование свинцового или свинцово-висмутового теплоносителя для охлаждения активной зоны исключает опасность возникновения аварий, сопровождающихся пожарами и взрывами при разгерметизации контура охлаждения или росте мощности, т.к. этот теплоноситель не горит при контакте с водой и воздухом и не кипит ни в одной из возможных аварийных ситуациях из-за высокой температуры кипения теплоносителя (Ткип>2000 К). По этой же причине не может быть реализован и положительный пустотный эффект реактивности, связанный с кипением теплоносителя и приводящий к неконтролируемому разгону реактора. Поскольку в твэлах с уран-плутониевым нитридным топливом между топливом и оболочкой имеется зазор, заполненный материалом с высокой теплопроводностью, например, свинцом или сплавом свинца с висмутом это позволяет обеспечить отвод тепла от твэлов при относительно низкой температуре топлива (максимальное значение Ттоп<1200 К) и снизить выход газообразных продуктов деления под оболочку твэл. Расчеты показали, что если между верхним концом оболочки тепловыделяющего элемента и топливом образовать полость с высотой не менее 0,8•hтоп, где hтоп - высота столба топлива в тепловыделяющем элементе, то оболочка будет разгружена от давления образующихся в течение кампании ядерного реактора газообразных продуктов деления, поскольку давление газообразных продуктов деления на оболочку будет сравнимо с внешним давлением, которое оказывает на нее теплоноситель. Из расчетов также следует, что если отношение величины зазора между топливом и оболочкой к диаметру твэла выбрать равным 0,025±0,005, то это позволит исключить термомеханическое взаимодействие топлива с оболочкой вследствие распухания топлива при выгорании, а следовательно, избежать возникновения связанных с этим процессом напряжений в оболочке и ее возможную разгерметизацию. Последние два технических решения позволяют не только повысить надежность оболочек твэлов, но и существенно сократить количество конструкционных материалов в активной зоне благодаря возможности уменьшить толщину оболочек твэлов. На снижение доли конструкционных материалов еще более заметно влияет размещение в активной зоне бескожуховых ТВС. Это решение также позволяет увеличить проходное сечение по теплоносителю (что особенно важно в режиме отвода остаточного тепла за счет естественной циркуляции теплоносителя), уменьшить топливную загрузку и, главное, исключает опасность перегрева и разрушения ТВС в случае локального перекрытия проходного сечения ее хвостовика благодаря охлаждению твэл аварийной ТВС за счет радиальных перетечек теплоносителя из соседних ТВС. Радиальная утечка теплоносителя из активной зоны предотвращается плотно установленными блоками отражателя нейтронов, выполненными в виде стальных кожухов, заполненных свинцовым или свинцово-висмутовым теплоносителем. Поскольку отражатель подвергается значительному радиационному воздействию реакторного излучения, целесообразно блоки отражателя выполнить заменяемыми. Твэлы в ТВС снаряжают нитридным уран-плутониевым топливом с массовым соотношением урана M(U) и плутония М(Pu), выбранным в интервале от 5,7 до 7,3. Такой состав топлива позволяет обеспечить полное воспроизводство Pu при КВА 
1, когда не требуется запаса реактивности на выгорание топлива (Δρвыг≪ βэф, где βэф - эффективная доля запаздывающих нейтронов). Расчеты показывают, что благодаря высокой теплопроводности твэлов подъем мощности реактора до номинального значения приведет к повышению средней температуры топлива всего на 200-250 К, что соответствует значению мощностного эффекта реактивности менее 0,5•βэф, а с учетом нептуниевого эффекта - менее 0,8•βэф. Поэтому при столь малых мощностном и нептуниевом эффектах реактивности и эффекте реактивности, связанным с выгоранием топлива, полный (максимальный) запас реактивности будет соизмерим с эффективной долей запаздывающих нейтронов βэф и, следовательно, будет исключена опасность аварий, связанных с неконтролируемым разгоном реактора на мгновенных нейтронах. Отсутствие в реакторе зон воспроизводства плутония оружейного качества и невозможность наработки избыточного количества Pu в активной зоне (т.к. при КВА 
1 скорость воспризводства и выгорания плутония практически равны) позволяют исключить возможность получения в данном реакторе Pu, который в дальнейшем может быть использован для производства ядерного оружия. Чтобы одновременно выровнять температуры максимально нагруженных твэлов и подогревы теплоносителя по радиусу активной зоны и обеспечить стабильные значения температур и подогревов по кампании, активную зону разделяют на подзоны, каждая из которых в направлении от центра активной зоны к ее периферии содержит больше топлива и меньше теплоносителя, а все твэлы снаряжают топливом одного и того же состава. Радиальное профилирование осуществляют или за счет изменения шага между тепловыделяющими элементами в разных подзонах, причем отношение шага между тепловыделяющими элементами центральной подзоны к шагу между тепловыделяющими элементами в периферийной подзоне выбрано равным 1,18±0,05 или за счет изменения диаметров тепловыделяющих элементов в разных подзонах, причем отношение диаметра тепловыделяющих элементов периферийной подзоны к диаметру тепловыделяющих элементов центральной подзоны выбрано равным 1,12±0,05, или за счет изменения шагов и диаметров тепловыделяющих элементов в разных подзонах, причем отношение шага между периферийными тепловыделяющими элементами к их диаметру выбрано равным 1,25±0,07, а отношение шага между тепловыделяющими элементами к их диаметру в центральной подзоне - 1,5±0,1. Это позволит увеличить среднюю энергонапряженность активной зоны, средний подогрев теплоносителя и запас на нагрев оболочек твэл до предельной температуры.
Если в уран-плутониевое нитридное топливо дополнительно добавить долгоживущие радиоактивные продукты деления-минорные актиноиды (МА), то в предлагаемом реакторе может быть обеспечена их трансмутация и выжигание. Трансмутация и сжигание МА существенно снизит суммарную долгоживущую радиоактивность захораниваемых отходов, повысит экологическую безопасность, уменьшит экономические затраты на захоранение и строительство долговременных хранилищ. Расчеты показывают, что при массовом отношении М(МА)/М(Pu)<0,05 присутствие МА в топливе практически не влияет на характер изменения реактивности по кампании и на величину эффектов реактивности и не требует применения дополнительных мер для обеспечения безопасности реактора.
Благодаря тому что эффекты реактивности в предлагаемом реакторе малы, а утечка нейтронов из активной зоны быстрого реактора составляет более 10% от числа рожденных нейтронов, органы регулирования могут быть размещены вне активной зоны, например, в каналах, выполненных, по крайней мере, в части блоков отражателя, изготовленных в виде стальных кожухов, заполненных свинцовым или свинцово-висмутовым теплоносителем. Вследствие того что свинцовый и свинцово-висмутовый теплоноситель обладает высокими альбедными (отражающими) характеристиками, его можно использовать в качестве рабочей части органов регулирования. В этом случае, по крайней мере, часть каналов органов регулирования в отражателе заглушены сверху, заполнены газом и снизу соединены с контуром охлаждения активной зоны. При таком выполнении уровень столба теплоносителя в канале будет определяться напором теплоносителя на входе в канал, который равен напору теплоносителя на входе в активную зону. Тогда, если будет понижаться напор и, следовательно, расход теплоносителя в активной зоне, то будет снижаться и уровень теплоносителя в каналах отражателя, что приведет к уменьшению реактивности и мощности реактора. При повышении напора и расхода теплоносителя в активной зоне реактивность и мощность реактора также будут возрастать вследствие повышения уровня свинцового или свинцово-висмутового теплоносителя в каналах органов регулирования. Таким образом, обеспечивается пассивная обратная связь расхода теплоносителя с мощностью реактора.
В блоках отражателя могут быть помещены капсулы с долгоживущими продуктами деления и/или капсулы с мишенными материалами. Это позволит благодаря высокой утечке нейтронов из активной зоны быстрого реактора обеспечить в них, соответственно, трансмутацию продуктов деления и/или наработку полезных изотопов. Там же - в блоках отражателя - могут быть размещены капсулы с цезием и/или стронцием в качестве источников тепла для исключения опасности замерзания свинцового или свинцово-висмутового теплоносителя, например, при длительной остановке реактора. Все это улучшает экономические показатели реактора и повышает его безопасность.
Таким образом, с помощью предлагаемого изобретения может быть достигнуто выравнивание скорости выгорания и скорости воспроизводства плутония на протяжении всей кампании реактора, стабилизация выровненных распределений температур твэлов и подогрева теплоносителя по радиусу активной зоны, снижение запаса реактивности реактора до уровня, исключающего его неконтролируемый разгон на быстрых нейтронах, улучшение теплопередачи от топлива к оболочке твэл, исключение термомеханического взаимодействия топлива с оболочкой, выравнивание внутритвэльного давления и давления в активной зоне, сохранение подачи теплоносителя в ТВС при закупорке проходного сечения на входе в ТВС, уменьшение количества конструкционных материалов в активной зоне, увеличение проходного сечения теплоносителя, обеспечение возможности управления реактивностью реактора при перегрузке ТВС и исключение наработки избыточного плутония.
Claims (9)
1. Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, содержащий активную зону, окруженную плотно установленными блоками отражателя и разделенную на подзоны с тепловыделяющими сборками, в которых размещены стержневые тепловыделяющие элементы с уран-плутониевым нитридным ядерным топливом, заключенным в оболочку, и органы регулирования, отличающийся тем, что в качестве тяжелого жидкометаллического теплоносителя используют свинец или сплав свинца с висмутом, тепловыделяющие сборки выполнены бесчехловыми, а топливо расположено в оболочках тепловыделяющих элементов с зазором, заполненным материалом с высокой теплопроводностью, и имеет по всей активной зоне один и тот же состав с массовым отношением урана и плутония M(U)/M(Pu), выбранным в интервале от 5,7 до 7,3, причем в направлении от центра активной зоны к ее периферии каждая следующая подзона содержит больше топлива и меньше теплоносителя или за счет изменения шага между тепловыделяющими элементами в разных подзонах, причем отношение шага между тепловыделяющими элементами центральной подзоны к шагу между тепловыделяющими элементами в периферийной подзоне выбрано равным 1,18 ± 0,05, или за счет изменения диаметров тепловыделяющих элементов в разных подзонах, причем отношение диаметра тепловыделяющих элементов периферийной подзоны к диаметру тепловыделяющих элементов центральной подзоны выбрано равным 1,12 ± 0,05, или за счет изменения шагов и диаметров тепловыделяющих элементов в разных подзонах, причем отношение шага между периферийными тепловыделяющими элементами к их диаметру выбрано равным 1,25 ± 0,07, а отношение шага между тепловыделяющими элементами к их диаметру в центральной подзоне - 1,5 ± 0,1.
2. Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем по п.1, отличающийся тем, что отношение величины зазора между топливом и оболочкой тепловыделяющего элемента к диаметру оболочки тепловыделяющего элемента выбрано равным 0,025 ± 0,005.
3. Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем по п.1 или 2, отличающийся тем, что между верхним концом оболочки тепловыделяющего элемента и топливом образована полость с высотой не менее 0,8 hтоп, где hтоп - высота столба топлива в тепловыделяющем элементе.
4. Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем по п.1, отличающийся тем, что уран-плутониевое нитридное топливо дополнительно содержит минорные актиноиды.
5. Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем по п.4, отличающийся тем, что отношение массового содержания минорных актиноидов М(МА) к массовому содержанию плутония М(Pu) в топливе выбрано равным не более 0,05.
6. Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем по п.1, отличающийся тем, что блоки отражателя выполнены в виде стальных кожухов, заполненных свинцовым или свинцово-висмутовым теплоносителем.
7. Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем по пп.1 и 6, отличающийся тем, что по крайней мере, в части блоков отражателя выполнены каналы для органов регулирования.
8. Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем по п.7, отличающийся тем, что, по крайней мере, часть каналов заглушена сверху, заполнена газом и снизу соединена с контуром охлаждения активной зоны.
9. Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем по пп.1 и 6, отличающийся тем, что, по крайней мере, в части блоков отражателя размещены капсулы с долгоживущими продуктами деления, и/или капсулы с цезием и/или стронцием, и/или капсулы с мишенными материалами.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2000103504/06A RU2173484C1 (ru) | 2000-02-14 | 2000-02-14 | Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2000103504/06A RU2173484C1 (ru) | 2000-02-14 | 2000-02-14 | Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2173484C1 true RU2173484C1 (ru) | 2001-09-10 |
Family
ID=48235485
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2000103504/06A RU2173484C1 (ru) | 2000-02-14 | 2000-02-14 | Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2173484C1 (ru) |
Cited By (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2455714C1 (ru) * | 2010-12-09 | 2012-07-10 | Институт Прикладной Математики им. М.В. Келдыша Российской Академии Наук (ИПМ им. М.В. Келдыша РАН) | АКТИВНАЯ ЗОНА БЫСТРОГО U-Pu РЕАКТОРА ДЛЯ РАБОТЫ В САМОРЕГУЛИРУЕМОМ НЕЙТРОННО-ЯДЕРНОМ РЕЖИМЕ (КВА ~ 1) И СПОСОБ РЕГУЛИРОВАНИЯ МОЩНОСТИ РЕАКТОРА |
| RU2456686C1 (ru) * | 2011-05-20 | 2012-07-20 | Учреждение Российской академии наук Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН | Быстрый реактор с жидкометаллическим теплоносителем |
| RU2461084C1 (ru) * | 2010-12-28 | 2012-09-10 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ" (НИЯУ МИФИ) | Ядерный реактор на быстрых нейтронах |
| RU2483371C2 (ru) * | 2008-02-12 | 2013-05-27 | Сирит ЭлЭлСи | Инициатор деления ядер |
| RU2524397C1 (ru) * | 2013-04-08 | 2014-07-27 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Горизонтальный реактор с перемещаемым отражателем нейтронов и способ его эксплуатации |
| RU2524689C2 (ru) * | 2012-08-14 | 2014-08-10 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Способ изготовления блоков замедлителя и отражателя нейтронов ядерного реактора |
| RU2557257C2 (ru) * | 2009-11-06 | 2015-07-20 | ТерраПауэр, ЭлЭлСи | Система для перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе и ядерный реактор |
| WO2015115931A1 (ru) * | 2014-01-31 | 2015-08-06 | Частное учреждение Государственной корпорации по атомной энергии "Росатом" "Инновационно-технологический центр проекта "ПРОРЫВ" | Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем |
| RU2733900C1 (ru) * | 2020-03-06 | 2020-10-08 | Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Быстрый жидко-солевой реактор |
-
2000
- 2000-02-14 RU RU2000103504/06A patent/RU2173484C1/ru active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| TAKANO H. And all. "A design study... in lead - cooled nitride - fuel fast reactor", Proceeding of ARS'94. International Topical Meeting on Advanced Rtactors Sapety, v.1, April 17-21, 1994, p.549-556. * |
Cited By (17)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2605605C2 (ru) * | 2008-02-12 | 2016-12-27 | ТерраПауэр,ЭлЭлСи | Инициатор деления ядер |
| RU2483371C2 (ru) * | 2008-02-12 | 2013-05-27 | Сирит ЭлЭлСи | Инициатор деления ядер |
| RU2557257C2 (ru) * | 2009-11-06 | 2015-07-20 | ТерраПауэр, ЭлЭлСи | Система для перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе и ядерный реактор |
| RU2557563C2 (ru) * | 2009-11-06 | 2015-07-27 | ТерраПауэр, ЭлЭлСи | Способы и системы для перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе деления |
| RU2557563C9 (ru) * | 2009-11-06 | 2015-11-20 | ТерраПауэр, ЭлЭлСи | Способы и системы для перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе деления |
| RU2455714C1 (ru) * | 2010-12-09 | 2012-07-10 | Институт Прикладной Математики им. М.В. Келдыша Российской Академии Наук (ИПМ им. М.В. Келдыша РАН) | АКТИВНАЯ ЗОНА БЫСТРОГО U-Pu РЕАКТОРА ДЛЯ РАБОТЫ В САМОРЕГУЛИРУЕМОМ НЕЙТРОННО-ЯДЕРНОМ РЕЖИМЕ (КВА ~ 1) И СПОСОБ РЕГУЛИРОВАНИЯ МОЩНОСТИ РЕАКТОРА |
| RU2461084C1 (ru) * | 2010-12-28 | 2012-09-10 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ" (НИЯУ МИФИ) | Ядерный реактор на быстрых нейтронах |
| RU2456686C1 (ru) * | 2011-05-20 | 2012-07-20 | Учреждение Российской академии наук Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН | Быстрый реактор с жидкометаллическим теплоносителем |
| RU2524689C2 (ru) * | 2012-08-14 | 2014-08-10 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Способ изготовления блоков замедлителя и отражателя нейтронов ядерного реактора |
| RU2524397C1 (ru) * | 2013-04-08 | 2014-07-27 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Горизонтальный реактор с перемещаемым отражателем нейтронов и способ его эксплуатации |
| WO2015115931A1 (ru) * | 2014-01-31 | 2015-08-06 | Частное учреждение Государственной корпорации по атомной энергии "Росатом" "Инновационно-технологический центр проекта "ПРОРЫВ" | Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем |
| CN106133843A (zh) * | 2014-01-31 | 2016-11-16 | 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司 | 铅冷快速反应堆的活性区域 |
| US9685244B2 (en) | 2014-01-31 | 2017-06-20 | State Atomic Energy Corporation “Rosatom” On Behalf Of The Russian Federation | Active zone of lead-cooled fast reactor |
| KR101823439B1 (ko) | 2014-01-31 | 2018-01-30 | 스테이트 에토믹 에너지 코퍼레이션 로사톰 온 비핼프 오브 더 러시안 페더레이션 | 납-냉각 고속 원자로의 활성 영역 |
| CN106133843B (zh) * | 2014-01-31 | 2018-09-07 | 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司 | 铅冷快速反应堆的活性区域 |
| RU2733900C1 (ru) * | 2020-03-06 | 2020-10-08 | Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Быстрый жидко-солевой реактор |
| WO2021177849A1 (ru) * | 2020-03-06 | 2021-09-10 | Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Быстрый жидко-солевой реактор |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5400375A (en) | Transuranium elements transmuting fuel assembly | |
| US20170040069A1 (en) | Dispersion Ceramic Micro-encapsulated (DCM) Nuclear Fuel and Related Methods | |
| US20040052326A1 (en) | Nuclear fuel assembly for a reactor cooled by light water comprising a nuclear fuel material in particle form | |
| RU2699229C1 (ru) | Модульный ядерный реактор на быстрых нейтронах малой мощности с жидкометаллическим теплоносителем и активная зона реактора (варианты) | |
| US10020079B2 (en) | Core of light water reactor and fuel assembly | |
| RU2173484C1 (ru) | Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем | |
| Ergen et al. | The aircraft reactor experiment—physics | |
| CA2124908A1 (en) | Passive pressure tube light water cooled and moderated reactor | |
| Zaetta et al. | CADOR “Core with Adding DOppleR effect” concept application to sodium fast reactors | |
| US2886503A (en) | Jacketed fuel elements for graphite moderated reactors | |
| WO1997041565A1 (en) | Low coolant void reactivity fuel bundle | |
| JPS58135989A (ja) | 沸騰水型原子炉燃料集合体 | |
| JPS582398B2 (ja) | 原子炉の受動的防護装置 | |
| JP2953844B2 (ja) | 超ウラン元素の消滅処理炉心 | |
| RU2088981C1 (ru) | Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем | |
| RU2214633C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка, активная зона и способ эксплуатации водо-водяного энергетического реактора | |
| US20230071843A1 (en) | Fuel assembly and core of fast reactor | |
| US11398315B2 (en) | Fuel element, fuel assembly, and core | |
| US4783312A (en) | Radial neutron refelector | |
| RU2236712C2 (ru) | Регулирующая тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора | |
| RU2767298C1 (ru) | Способ обеспечения ядерной безопасности высокотемпературного реактора на быстрых нейтронах | |
| US3703437A (en) | Means for supporting fissile material in a nuclear reactor | |
| Kumar et al. | Physics design of advanced heavy water reactor utilising thorium | |
| US20240304344A1 (en) | Nuclear reactor with liquid heat transfer and solid fuel assemblies, integrating a nominal power evacuation system with a liquid metal bath and material(s) (mcp) for the evacuation of residual power in the event of an accident | |
| US20240371535A1 (en) | Nuclear Reactor with Liquid Coolant and Solid Fuel Assemblies, Integrating a System of Evacuation of the Nominal Power with Liquid Metal Bath and Material(s) (MCP) for the Evacuation of the Residual Power in the Event of an Accident |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| HK4A | Changes in a published invention |