RU2660942C1 - Активная зона ядерного реактора - Google Patents
Активная зона ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2660942C1 RU2660942C1 RU2017142472A RU2017142472A RU2660942C1 RU 2660942 C1 RU2660942 C1 RU 2660942C1 RU 2017142472 A RU2017142472 A RU 2017142472A RU 2017142472 A RU2017142472 A RU 2017142472A RU 2660942 C1 RU2660942 C1 RU 2660942C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- module
- heat pipe
- nuclear reactor
- neutron moderator
- nuclear
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 35
- 239000007787 solid Substances 0.000 claims abstract description 19
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims abstract description 18
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims abstract description 13
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 claims abstract description 9
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 claims abstract description 6
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 claims description 5
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- LFQSCWFLJHTTHZ-UHFFFAOYSA-N Ethanol Chemical compound CCO LFQSCWFLJHTTHZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 claims description 3
- 229910052724 xenon Inorganic materials 0.000 claims description 3
- FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N xenon atom Chemical compound [Xe] FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- OYPRJOBELJOOCE-UHFFFAOYSA-N Calcium Chemical compound [Ca] OYPRJOBELJOOCE-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N Lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 claims description 2
- 229910052791 calcium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000011575 calcium Substances 0.000 claims description 2
- 238000007710 freezing Methods 0.000 claims description 2
- 230000008014 freezing Effects 0.000 claims description 2
- 239000011133 lead Substances 0.000 claims description 2
- 229910052744 lithium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 229910052709 silver Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000004332 silver Substances 0.000 claims description 2
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 abstract description 9
- 238000009413 insulation Methods 0.000 abstract description 9
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 230000005658 nuclear physics Effects 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 13
- ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N Molybdenum Chemical compound [Mo] ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 description 6
- 239000011733 molybdenum Substances 0.000 description 6
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 5
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 5
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 4
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000003870 refractory metal Substances 0.000 description 3
- 229910052790 beryllium Inorganic materials 0.000 description 2
- ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N beryllium atom Chemical compound [Be] ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 2
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 239000004173 sunset yellow FCF Substances 0.000 description 2
- PZZOEXPDTYIBPI-UHFFFAOYSA-N 2-[[2-(4-hydroxyphenyl)ethylamino]methyl]-3,4-dihydro-2H-naphthalen-1-one Chemical compound C1=CC(O)=CC=C1CCNCC1C(=O)C2=CC=CC=C2CC1 PZZOEXPDTYIBPI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 1
- 238000003491 array Methods 0.000 description 1
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010955 niobium Substances 0.000 description 1
- GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N niobium atom Chemical compound [Nb] GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 150000004767 nitrides Chemical class 0.000 description 1
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 1
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 1
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000000047 product Substances 0.000 description 1
- 239000011819 refractory material Substances 0.000 description 1
- 229910052702 rhenium Inorganic materials 0.000 description 1
- WUAPFZMCVAUBPE-UHFFFAOYSA-N rhenium atom Chemical compound [Re] WUAPFZMCVAUBPE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 1
- 239000013589 supplement Substances 0.000 description 1
- WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N tungsten Chemical compound [W] WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052721 tungsten Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010937 tungsten Substances 0.000 description 1
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052720 vanadium Inorganic materials 0.000 description 1
- LEONUFNNVUYDNQ-UHFFFAOYSA-N vanadium atom Chemical compound [V] LEONUFNNVUYDNQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000009834 vaporization Methods 0.000 description 1
- 230000008016 vaporization Effects 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- 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
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
- G21C1/10—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor moderator and coolant being different or separated
- G21C1/12—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor moderator and coolant being different or separated moderator being solid, e.g. Magnox reactor or gas-graphite reactor
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Particle Accelerators (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области ядерной энергетики с прямым преобразованием энергии. Активная зона ядерного реактора содержит, по меньшей мере, один модуль, твердый и жидкий замедлители нейтронов. Модуль содержит корпус, по меньшей мере, одну тепловую трубу и, по меньшей мере, один тепловыделяющий элемент. Тепловая труба выполнена из корпуса и фитиля и расположена внутри модуля и снабжена теплоизоляцией в зоне испарения. Тепловыделяющий элемент состоит из оболочки и ядерного топлива и расположен внутри тепловой трубы. Твердый замедлитель нейтронов имеет, по меньшей мере, одно отверстие, в котором размещен, по меньшей мере, один модуль. Наружная поверхность оболочки тепловыделяющего элемента снабжена фитилем. Пространство между твердым замедлителем нейтронов и модулем заполнено жидким замедлителем нейтронов. Технический результат - повышение коэффициента полезного действия реакторных установок и расширение области применения активной зоны. 5 з.п. ф-лы, 3 ил.
Description
Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в реакторах с прямым преобразованием тепловой энергии в электрическую за пределами активной зоны, в частности термофотоэлектрическим.
Известна активная зона с тепловыми трубами [Заявка на изобретение США «Мобильный быстрый реактор, охлаждаемый тепловыми трубами» US №2016/0027536 А1, опубликована 22.01.2016].
Активная зона реактора по указанной заявке содержит массивы стержневых тепловыделяющих элементов и тепловых труб, заключенных в металлический блок. Тепловыделяющие элементы содержат ядерное топливо, верхний и нижний отражатели нейтронов и газовые полости, расположенные выше и ниже отражателей. Тепловые трубы содержат герметичный корпус, заполненный испаряющимся теплоносителем, и фитиль. Тепловые трубы расположены так, чтобы передавать тепло за пределы активной зоны газообразному теплоносителю - рабочему телу газовой турбины (воздух, или СО2). Максимальная температура рабочего тела (воздух) на входе в турбину около 1100 К.
Недостатком указанного технического решения является относительно низкая температура теплоносителя на выходе из активной зоны, не позволяющая использовать прямое преобразование тепловой энергии в электрическую.
Наиболее близкой по технической сущности к заявляемому техническому решению является активная зона быстрого реактора SAIRS [M. S. El-Genk, J-M. P. Tournier, "SAIRS" - Scalable AMTEC Integrated Reactor Space Power System// Progress in Nuclear Energy, Vol. 45, No. 1, pp. 25-34, 2004].
Активная зона включает 60 модулей, состоящих из тепловой трубы и 3-х твэлов в рениевой оболочке. Модули расположены вплотную друг к другу и образуют треугольную упаковку. Оболочки твэлов на длине их активной части припаяны к корпусу тепловой трубы с помощью рениевых трехгранных вкладышей, передающих тепло от твэла к тепловой трубе за счет теплопроводности. Каждый твэл имеет газовую полость с одного конца. В качестве топлива используются таблетки UN с обогащением 83,7%.
Недостатком этого технического решения является относительно низкая температура теплоносителя (1200K) на выходе из активной зоны, что не позволяет эффективно использовать термоэлектрические, термоэмиссионные и, тем более, термофотоэлектрические преобразователи энергии.
Задача изобретения состоит в исключении указанного недостатка, а именно в повышении температуры теплоносителя на выходе из активной зоны.
Технический результат - повышение коэффициента полезного действия ядерных энергетических установок за счет повышения температуры теплоносителя на выходе из активной зоны и расширение области применения активной зоны, в частности, для реакторов с термофотоэлектрическим преобразованием энергии.
Для исключения указанного недостатка в активной зоне ядерного реактора, включающей по меньшей мере один модуль, содержащий корпус, по меньшей мере одну тепловую трубу, выполненную из корпуса и фитиля, и по меньшей мере один тепловыделяющий элемент, состоящий из оболочки и ядерного топлива, предлагается:
- активную зону дополнительно снабдить твердым замедлителем нейтронов с по меньшей мере одним отверстием;
- в отверстии твердого замедлителя разместить по меньшей мере один модуль;
- тепловую трубу расположить внутри модуля и снабдить теплоизоляцией в зоне испарения;
- тепловыделяющий элемент расположить внутри тепловой трубы;
- наружную поверхность оболочки тепловыделяющего элемента снабдить фитилем;
- пространство между твердым замедлителем нейтронов и модулем заполнить жидким замедлителем нейтронов.
В частных случаях исполнения активной зоны ядерного реактора предлагается:
- во-первых, во внутренней полости модуля создать вакуум;
- во-вторых, внутреннюю полость модуля заполнить газом с низкой теплопроводностью, например, ксеноном;
- в-третьих, в качестве жидкого замедлителя нейтронов использовать воду;
- в-четвертых, в качестве жидкого замедлителя нейтронов использовать незамерзающую в зимнее время жидкость, например водный раствор спирта;
- в-пятых, в качестве теплоносителя тепловой трубы использовать жидкий металл с высокой температурой кипения, например литий, кальций, свинец, серебро.
Сущность изобретения поясняется на чертежах, где на фиг. 1 представлено поперечное сечение одного из вариантов исполнения активной зоны ядерного реактора, на фиг. 2 - поперечное сечение одного из вариантов исполнения модуля активной зоны ядерного реактора, на фиг. 3 - продольный осевой разрез одного из вариантов исполнения модуля активной зоны ядерного реактора.
На чертежах приняты следующие позиционные обозначения: 1 - корпус модуля; 2 - корпус тепловой трубы; 3 - оболочка тепловыделяющего элемента; 4 - твердый замедлитель нейтронов; 5 - теплоизоляция; 6 - фитиль тепловой трубы; 7 - фитиль тепловыделяющего элемента; 8 - ядерное топливо.
Сущность изобретения состоит в следующем.
Активная зона ядерного реактора включает по меньшей мере один модуль, твердый и жидкий замедлители нейтронов.
Модуль содержит корпус 1, по меньшей мере одну тепловую трубу и по меньшей мере один тепловыделяющий элемент.
Корпус 1 модуля выполнен герметичным из материала, слабо поглощающего нейтроны, например, циркониевого сплава.
В частных случаях исполнения внутри корпуса 1 модуля создан вакуум или помещен инертный газ, имеющий низкую теплопроводность, например, ксенон.
Вакуум или инертный газ обеспечивают эффективную работу теплоизоляции 5, предотвращают окисление корпуса 2 тепловой трубы и обеспечивают низкую температуру корпуса 1 модуля.
Тепловая труба расположена внутри модуля и снабжена теплоизоляцией 5 в зоне испарения.
Тепловая труба состоит из корпуса 2 тепловой трубы и фитиля 6 тепловой трубы и содержит жидкометаллический теплоноситель.
Корпус 2 тепловой трубы выполнен из тугоплавкого металла, например вольфрама, молибдена, ниобия, ванадия, или их сплавов.
Тепловая труба предназначена для отвода тепла, выделяющегося в тепловыделяющих элементах, за пределы активной зоны ядерного реактора.
Тепловыделяющий элемент состоит из оболочки 3 тепловыделяющего элемента с фитилем 7 тепловыделяющего элемента и ядерного топлива 8.
Оболочка 3 тепловыделяющего элемента выполнена из того же тугоплавкого материала, что и корпус 2 тепловой трубы.
Фитиль 7 тепловыделяющего элемента изготовлен, например, в виде мелкопористой сетки из тугоплавкого металла, расположен на наружной поверхности оболочки 3 тепловыделяющего элемента и заполнен жидкометаллическим теплоносителем.
Фитиль 7 тепловыделяющего элемента предназначен для отвода тепла за счет испарения жидкометаллического теплоносителя.
Тепловыделяющий элемент расположен внутри тепловой трубы.
Ядерное топливо 8 содержит делящееся вещество - уран и (или) плутоний, например, в виде диоксида, нитрида, карбонитрида и др. Ядерное топливо всех тепловыделяющих элементов образует критическую массу, необходимую для осуществления реакции деления.
Тепловая труба снабжена в зоне испарения теплоизоляцией 5 в виде многослойного теплового экрана, изготовленного из тугоплавких металлов, упомянутых выше.
Теплоизоляция 5 предназначена для предотвращения утечки тепла в радиальном направлении через корпус 1 модуля. Таким образом, практически все тепло выносится тепловыми трубами за пределы активной зоны в осевом направлении и передается энергопреобразователю или потребителю.
Твердый замедлитель нейтронов 4 имеет по меньшей мере одно отверстие.
Твердый замедлитель нейтронов 4 выполнен, например, из бериллия, введен в состав активной зоны ядерного реактора для обеспечения теплового спектра нейтронов.
В отверстии твердого замедлителя нейтронов 4 размещен по меньшей мере один модуль.
Жидкий замедлитель нейтронов размещен в кольцевых зазорах между модулями и твердым замедлителем нейтронов 4.
Назначение жидкого замедлителя нейтронов - дополнить эффект замедления нейтронов твердым замедлителем нейтронов 4 и обеспечить возможность осуществления реакции деления на тепловых нейтронах. Кроме того, жидкий замедлитель нейтронов выполняет функцию теплоносителя, охлаждающего твердый замедлитель нейтронов 4 и корпус 1 модуля.
Жидкий замедлитель нейтронов имеет низкую температуру, благодаря теплоизоляции 5, сводящей к минимуму утечки тепла через корпус 1 модуля. Это позволяет использовать в качестве жидкого замедлителя воду или водные растворы спирта при атмосферном давлении.
Твердый замедлитель нейтронов 4, совместно с жидким замедлителем нейтронов, обеспечивают возможность ядерной реакции деления на тепловых нейтронах.
Активная зона ядерного реактора работает следующим образом.
В ядерном топливе 8 тепловыделяющих элементов происходит реакция деления с выделением тепла. Выделившееся тепло через оболочку 3 тепловыделяющего элемента передается к фитилю 7 тепловыделяющего элемента, заполненному испаряющимся теплоносителем тепловой трубы. Пар теплоносителя, заполняющий внутреннее пространство корпуса 2 тепловой трубы, уносит теплоту парообразования из активной зоны ядерного реактора к преобразователю энергии, конденсируется там и возвращается по фитилю 6 тепловой трубы к фитилю 7 тепловыделяющего элемента. Перенос тепла испаряющимся теплоносителем происходит практически без перепада температуры между источником тепла и его потребителем, что позволяет получить относительно высокую (1500-1800K) температуру теплоносителя на выходе из активной зоны ядерного реактора. Это обеспечивает более высокий коэффициент полезного действия реакторной установки и расширяет область ее применения.
Конкретный вариант исполнения активной зоны ядерного реактора.
Твердый замедлитель нейтронов 4 выполнен из бериллиевых дисков диаметром 1000 мм и суммарной высотой 500 мм с 108 отверстиями диаметром 70 мм и полностью окружен оболочкой (на чертежах не показана) из циркониевого сплава Э110.
В качестве жидкого замедлителя нейтронов используют воду.
Отверстия в твердом замедлителе нейтронов 4 с модулями расположены по концентрическим окружностям и активная зона ядерного реактора в целом имеет цилиндрическую геометрию.
Модуль активной зоны выполнен из циркониевого сплава Э110 в виде герметичного цилиндрического корпуса 1 с диаметром около 60 мм и толщиной 1-2 мм.
Корпус 2 тепловой трубы выполнен из молибдена. На его внутренней поверхности смонтирован фитиль 6 тепловой трубы, изготовленный из двух слоев молибденовой сетки с размером квадратной ячейки около 40 мкм.
Экрано-вакуумная теплоизоляция 5 выполнена из четырех слоев молибденовой и пяти слоев циркониевой фольги.
В корпусе 1 модуля создан вакуум с давлением остаточных газов не более 10-1 Па.
В тепловой трубе размещены четыре тепловыделяющих элемента.
Оболочка 3 тепловыделяющего элемента с наружным диаметром 13 мм и толщиной стенки 1 мм изготовлена из монокристаллического молибдена, заполнена таблетками ядерного топлива 8 из диоксида урана с обогащением 19,75% и герметизирована верхней и нижней заглушками.
Высота ядерного топлива равна 500 мм.
Ядерное топливо 8 выполнено в виде таблеток с центральными отверстиями диаметром около 3 мм для отвода газообразных продуктов деления в расположенную над ядерным топливом 8 полость.
Фитиль 7 тепловыделяющего элемента изготовлен из двух слоев молибденовой сетки.
В активной зоне использовано 432 тепловыделяющих элемента.
В качестве теплоносителя тепловой трубы используется Li7.
При тепловой мощности активной зоны 1200 кВт средняя мощность одного тепловыделяющего элемента составляет 2,8 кВт, а мощность модуля, отводимая тепловой трубой, 11,2 кВт. Расчетная рабочая температура оболочки 3 тепловыделяющего элемента составляет 1525 K.
Преимущества предлагаемой активной зоны ядерного реактора по сравнению с наиболее близким техническим решением заключаются в повышении температуры теплоносителя на выходе из активной зоны с 1200 K до 1500 K и выше, что приводит к повышению коэффициента полезного действия ядерных энергетических установок. Кроме того, это позволяет расширить область применения активной зоны, в частности, для реакторов с термофотоэлектрическим преобразованием энергии.
Claims (6)
1. Активная зона ядерного реактора, включающая по меньшей мере один модуль, содержащий корпус, по меньшей мере одну тепловую трубу, выполненную из корпуса и фитиля, и по меньшей мере один тепловыделяющий элемент, состоящий из оболочки и ядерного топлива, отличающаяся тем, что активная зона дополнительно снабжена твердым замедлителем нейтронов с по меньшей мере одним отверстием, в котором размещен по меньшей мере один модуль, тепловая труба расположена внутри модуля и снабжена теплоизоляцией в зоне испарения, тепловыделяющий элемент расположен внутри тепловой трубы, наружная поверхность оболочки тепловыделяющего элемента снабжена фитилем, а пространство между твердым замедлителем нейтронов и модулем заполнено жидким замедлителем нейтронов.
2. Активная зона ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что во внутренней полости модуля создан вакуум.
3. Активная зона ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что внутренняя полость модуля заполнена газом с низкой теплопроводностью, например ксеноном.
4. Активная зона ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что в качестве жидкого замедлителя нейтронов используют воду.
5. Активная зона ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что в качестве жидкого замедлителя нейтронов используют незамерзающие в зимнее время жидкости, например водный раствор спирта.
6. Активная зона ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что в качестве теплоносителя тепловой трубы используют жидкие металлы с высокой температурой кипения, например литий, кальций, свинец, серебро.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2017142472A RU2660942C1 (ru) | 2017-12-05 | 2017-12-05 | Активная зона ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2017142472A RU2660942C1 (ru) | 2017-12-05 | 2017-12-05 | Активная зона ядерного реактора |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2660942C1 true RU2660942C1 (ru) | 2018-07-11 |
Family
ID=62916833
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2017142472A RU2660942C1 (ru) | 2017-12-05 | 2017-12-05 | Активная зона ядерного реактора |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2660942C1 (ru) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2687288C1 (ru) * | 2018-08-16 | 2019-05-13 | Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" | Активная зона ядерного реактора |
RU2694812C1 (ru) * | 2018-10-10 | 2019-07-17 | федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ" (НИЯУ МИФИ) | Гетерогенный канальный ядерный реактор на тепловых нейтронах |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3537910A (en) * | 1967-08-02 | 1970-11-03 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear reactor thermoelectric power plant |
JPH02223391A (ja) * | 1989-02-21 | 1990-09-05 | Japan Atom Power Co Ltd:The | 熱電発電装置 |
RU2165656C1 (ru) * | 1999-08-26 | 2001-04-20 | Открытое акционерное общество "Ракетно-космическая корпорация "Энергия" им. С.П. Королева" | Термоэмиссионный реактор-преобразователь |
RU2187156C2 (ru) * | 2000-06-29 | 2002-08-10 | Государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт им. академика А.И.Лейпунского" | Термоэмиссионный электрогенерирующий модуль для активной зоны ядерного реактора с вынесенной термоэмиссионной системой преобразования тепловой энергии в электрическую (варианты) |
-
2017
- 2017-12-05 RU RU2017142472A patent/RU2660942C1/ru active
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3537910A (en) * | 1967-08-02 | 1970-11-03 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear reactor thermoelectric power plant |
JPH02223391A (ja) * | 1989-02-21 | 1990-09-05 | Japan Atom Power Co Ltd:The | 熱電発電装置 |
RU2165656C1 (ru) * | 1999-08-26 | 2001-04-20 | Открытое акционерное общество "Ракетно-космическая корпорация "Энергия" им. С.П. Королева" | Термоэмиссионный реактор-преобразователь |
RU2187156C2 (ru) * | 2000-06-29 | 2002-08-10 | Государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт им. академика А.И.Лейпунского" | Термоэмиссионный электрогенерирующий модуль для активной зоны ядерного реактора с вынесенной термоэмиссионной системой преобразования тепловой энергии в электрическую (варианты) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2687288C1 (ru) * | 2018-08-16 | 2019-05-13 | Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" | Активная зона ядерного реактора |
CN111066092A (zh) * | 2018-08-16 | 2020-04-24 | 俄罗斯联邦国家科学中心-以A·I·利普斯基命名的物理和动力工程研究所股份公司 | 核反应堆堆芯 |
EP3839978A4 (en) * | 2018-08-16 | 2022-07-13 | Joint Stock Company "State Scientific Centre of the Russian Federation - Institute for Physics and Power Engineering named after A.I. Lezpunsky" | ACTIVE AREA OF NUCLEAR REACTOR |
RU2694812C1 (ru) * | 2018-10-10 | 2019-07-17 | федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ" (НИЯУ МИФИ) | Гетерогенный канальный ядерный реактор на тепловых нейтронах |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US11476011B2 (en) | Reactor core having both nuclear fuel and a heat pipe in a module located in a solid neutron moderator | |
RU2680250C1 (ru) | Активная зона ядерного реактора | |
US10692612B2 (en) | Nuclear reactor and a method of heat transfer from a core | |
RU2159479C2 (ru) | Термоэмиссионный ядерный реактор | |
KR20220079865A (ko) | 액체 금속 합금 연료 및/또는 감속체를 갖는 핵 반응기 | |
EP4252256B1 (en) | Devices, systems, and methods for removing heat from a nuclear reactor core | |
RU2660942C1 (ru) | Активная зона ядерного реактора | |
US11728053B2 (en) | Heat pipe networks for heat removal, such as heat removal from nuclear reactors, and associated systems and methods | |
RU2650885C1 (ru) | Ядерный реактор с прямым преобразованием энергии за пределами активной зоны | |
JP2021179313A (ja) | 原子炉および原子炉の除熱方法 | |
BR112019028207B1 (pt) | Área ativa de um reator nuclear | |
BR112019028262B1 (pt) | Núcleo do reator | |
TWI783469B (zh) | 用於可運輸微型反應器應用之小型被動式衰變熱移除系統 | |
RU2724919C1 (ru) | Реактор-преобразователь |