RU2666787C2 - Химическая оптимизация в ядерном реакторе на расплавленных солях - Google Patents

Химическая оптимизация в ядерном реакторе на расплавленных солях Download PDF

Info

Publication number
RU2666787C2
RU2666787C2 RU2016139002A RU2016139002A RU2666787C2 RU 2666787 C2 RU2666787 C2 RU 2666787C2 RU 2016139002 A RU2016139002 A RU 2016139002A RU 2016139002 A RU2016139002 A RU 2016139002A RU 2666787 C2 RU2666787 C2 RU 2666787C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
fuel channel
sacrificial metal
molten salt
metal
Prior art date
Application number
RU2016139002A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2016139002A (ru
RU2016139002A3 (ru
Inventor
Айан Ричард СКОТТ
Original Assignee
Айан Ричард СКОТТ
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
Priority claimed from GB1404976.1A external-priority patent/GB2526513A/en
Priority claimed from GB1410659.5A external-priority patent/GB2527140A/en
Priority claimed from GB201418030A external-priority patent/GB201418030D0/en
Application filed by Айан Ричард СКОТТ filed Critical Айан Ричард СКОТТ
Publication of RU2016139002A publication Critical patent/RU2016139002A/ru
Publication of RU2016139002A3 publication Critical patent/RU2016139002A3/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2666787C2 publication Critical patent/RU2666787C2/ru

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/022Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator for monitoring liquid coolants or moderators
    • G21C17/0225Chemical surface treatment, e.g. corrosion
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/02Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/03Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/28Selection of specific coolants ; Additions to the reactor coolants, e.g. against moderator corrosion
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/041Means for removal of gases from fuel elements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/06Casings; Jackets
    • G21C3/07Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/06Casings; Jackets
    • G21C3/10End closures ; Means for tight mounting therefor
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/16Details of the construction within the casing
    • G21C3/17Means for storage or immobilisation of gases in fuel elements
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к применению в ядерном реакторе деления жертвенного металла в ядерном топливе в форме расплавленных солей, содержащем галоиды актиноида, для поддержания предварительно заданного отношения тригалоида актиноида к тетрагалоиду актиноида без восстановления тригалоида актиноида в металлический актиноид. Способ поддержания окисленного состояния расплавленной соли, содержащей галоиды актиноида, включает обеспечение непрерывного контакта расплавленной соли с жертвенным металлом, причем жертвенный металл выбирают для поддержания предварительно заданного отношения тригалоида актиноида к тетрагалоиду актиноида без восстановления тригалоида актиноида до металлического актиноида. В изобретении также предусмотрен трубчатый топливный канал, содержащий жертвенный металл. 3 н. и 13 з.п. ф-лы, 2 ил., 1 табл.

Description

ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ
Настоящее изобретение относится к химической оптимизации ядерного топлива в форме расплава солей для ядерного реактора деления.
ПРЕДШЕСТВУЮЩИЙ УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ
Ядерные реакторы деления, в которых используется ядерное топливо в форме расплавленных галоидных солей, обладают многими преимуществами перед твердотопливными реакторами, но обычно с ними связаны проблемы, обусловленные непрерывными изменениями химического состава расплавленной топливной соли во время эксплуатации, поскольку продукты деления накапливаются, и происходит выделение чистого галогена из топлива на основе три- или тетрагалоида актиноида. В большинстве конструкций реакторов на расплавленных солях для решения этой проблемы используют способ непрерывной химической обработки в процессе циркуляции топлива, однако это требует добавления сложных технических систем в высокорадиоактивную среду.
Значительно более простая конструкция реактора на расплавленных солях описана в публикации GB 2508537, в которой топливная соль находилась в статических топливных каналах, в которых конвекция или другие процессы перемешивания обеспечивали передачу тепла от топливной соли к стенке канала со скоростью, достаточной для того, чтобы реактор обеспечивал практически значимую выработку энергии. Такие статические топливные каналы не позволяют непрерывное активное регулирование химического состава топливной соли. В публикации GB 2508537 было высказано предположение о том, что включение металлов, таких как ниобий, титан или никель, в топливную соль или нанесение их на стенку топливного канала можно использовать для захвата избытка галогена, выделяемого во время деления ядер, но не было выдвинуто предложений относительно контроля вредных эффектов продуктов деления.
СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ
Согласно аспекту настоящего изобретения, предложено применение в ядерном реакторе деления жертвенного металла в ядерном топливе в форме расплавленных солей для регулирования концентрации летучих соединений йода, выделяющихся из расплавленной соли, причем жертвенный металл является одним металлом или комбинацией металлов из группы, включающей цирконий, титан, хром и серебро.
Согласно следующему аспекту настоящего изобретения, предложен способ регулирования продукции газа в ядерном реакторе деления, содержащем топливные каналы, содержащие ядерное топливо в форме расплавленной соли. Способ включает обеспечение непрерывного контакта расплавленной соли с жертвенным металлом, причем жертвенный металл выбирают для регулирования концентрации летучих соединений йода, выделяющихся из расплавленной соли, причем жертвенный металл является одним металлом или комбинацией металлов из группы, включающей цирконий, титан, хром и серебро.
Другие аспекты сформулированы в пункте 2 формулы изобретения и в последующих пунктах.
КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ГРАФИЧЕСКИХ МАТЕРИАЛОВ
Далее будут описаны некоторые предпочтительные варианты осуществления настоящего изобретения, исключительно в качестве примера и со ссылками на прилагаемые графические материалы, где:
Фиг. 1 демонстрирует примеры топливных каналов, содержащих расплавленную топливную соль;
Фиг. 2 демонстрирует примеры трех способов, обеспечивающих эмиссию газообразных продуктов деления из топливных каналов.
СВЕДЕНИЯ, ПОДТВЕРЖДАЮЩИЕ ВОЗМОЖНОСТЬ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ИЗОБРЕТЕНИЯ
Был проведен систематический анализ действия включения жертвенных металлов в топливную соль или топливный канал, который привел к идентификации особенно эффективных металлов для этой цели. Три фактора определяют пригодность каждого конкретного жертвенного металла. Это:
- поддержание низкого окислительно-восстановительного состояния и, соответственно, низкой агрессивности среды по отношению к металлам и низкой концентрации тетрагалоидов актиноидов, на что указывает высокое отношение трехвалентных актиноидов к тетравалентным актиноидам в расплавленной соли без восстановления галоидов актиноидов (обычно урана) до металлической формы при температурах, примерно равных температуре кипения солевой смеси;
- химическое связывание потенциально летучих продуктов деления в расплавленной соли и предотвращение их проникновения в газообразную фазу над солью. Особенно важно минимизировать летучие соединения йода, в частности - Tel2;
- преобразование химически активного теллура в стабильные теллуриды для предотвращения индуцированного теллуром охрупчивания металлов, в частности - никелевых сплавов, при контакте с расплавленной солью.
Были выполнены термодинамические расчеты этих трех факторов с использованием компьютерной программы HSC Chemistry 7. Результаты приведены в Таблице 1.
Параметры термодинамического расчета были следующими. Жертвенный металл использовали как отдельную чисто металлическую фазу в избытке относительно других реагентов.
Состав соли в молях:
NaCl 428
UCl3 225
UC4 10
Cd 0,38
I 0,84
In 0,04
Sb 0,14
Se 0,24
Те 1,47
Такой состав характерен для типичной топливной соли к концу ее срока эксплуатации в ядерном реакторе на быстрых нейтронах. Металлы 1 и 2 групп, лантаноиды, благородные металлы и инертные газы исключили, поскольку показано, что они не оказывают влияния на изучаемые химические реакции.
Состав газа определяли при 600°С, а восстановление урана до металла - при 1500°С.
Исследование Таблицы 1 показывает, что цирконий, титан, ниобий, ванадий, цинк, хром, серебро и марганец пригодны для использования в качестве жертвенных металлов для регулирования окислительно-восстановительного состояния без образования металлического урана в ситуациях, когда не важен контроль летучих молекул.
Если же дополнительно необходим контроль опасных летучих молекул, например - йода, то можно использовать только цирконий, титан, ванадий, хром и серебро. Эти же металлы, за исключением ванадия, также обеспечивают эффективный контроль концентраций теллура.
Серебро как жертвенный металл, по-видимому, обладает уникальными свойствами. Несмотря на высокую электроотрицательность по шкале Полинга, оно очень эффективно снижает концентрации UCl4, снижает содержание летучих молекул йода и захватывает теллур. Высокое сродство к йоду - это известное свойство серебра, но эффективность восстановления UCl4 до UCl3 оказалась неожиданной.
Комбинации нескольких жертвенных металлов дают еще более благоприятные результаты, если отдельные жертвенные металлы более эффективны в отношении какого-либо из трех факторов, указанных выше.
Хотя данные представлены для хлоридных солей, те же принципы и пригодные жертвенные металлы можно применить к системам на основе фторидных солей.
Несмотря на то, что пассивный контроль химических реакций в расплавленной соли с использованием жертвенных металлов важен для любых реакторов на расплавленных солях, он особенно важен для таких реакторов, которые описаны в публикации GB 2508537, в которых доступ к расплавленной соли для активного управления химическими реакциями, например - посредством добавления небольших количеств химически активных металлов, является проблемой. В таком реакторе целесообразно нанести жертвенный металл на резервуар, содержащий топливную соль, выше и ниже уровня соли. Это предотвращает окклюзию жертвенного металла осаждающимися продуктами деления в форме благородных металлов. Также может быть выгодно (в частности, если жертвенный металл хорошо поглощает нейтроны), чтобы жертвенный металл не находился вблизи центра активной зоны реактора, чтобы минимизировать поглощение нейтронов.
Жертвенный металл можно обеспечить различными способами. Фиг. с 1а по 1е демонстрируют примеры топливных каналов, содержащих жертвенный металл. Фиг. 1а изображает топливный канал 101а, содержащий расплавленную соль 103а и внутреннее покрытие 102а из жертвенного металла, нанесенное на внутреннюю стенку топливного канала. Жертвенный металл можно нанести на внутреннюю стенку топливного канала различными способами, включающими, но не ограничивающимися этим, электролитическое осаждение, напаивание, приваривание, химическое осаждение из паровой фазы, напыление, вакуумное осаждение, нанесение конверсионного покрытия, распыление, физическое нанесение и центрифугирование. Альтернативно, как показано на Фиг. 1b, внутреннее покрытие 105b можно нанести лишь на часть топливного канала 101b, при условии, что эта часть контактирует с топливной солью 103b. На Фиг. 1с изображен другой вариант осуществления настоящего изобретения, в котором металлическая вставка 104с, изготовленная из жертвенного металла или покрытая жертвенным металлом, размещена внутри расплавленной соли 103с внутри топливного канала 101с. Эта вставка может иметь форму, способствующую конвекционному перемешиванию топливной соли, например - спиральную форму. Фиг. 1d демонстрирует еще один вариант осуществления настоящего изобретения, в котором жертвенный металл использован в форме частиц 107d, суспендированных в расплавленной соли 103d внутри топливного канала 101d, или в форме покрытия на таких частицах. Фиг. 1е демонстрирует вариант осуществления настоящего изобретения, в котором жертвенный металл использован в форме частиц 106е, которые оседают в топливной соли 103е по направлению к дну топливного канала 101е.
Использование жертвенного металла, такого как титан, ванадий, хром или серебро, снижает давление пара многих радиоактивных молекул, генерируемых топливной солью, до очень низких уровней. Это делает возможными более простые способы контроля газов, выделяющихся из топлива, которые в присутствии подходящих жертвенных металлов преимущественно являются благородными газами, ксеноном и криптоном, галоидами кадмия и циркония, хотя концентрация последних значительно снижается, если цирконий используют в качестве жертвенного металла. Накопление этих газов в топливных элементах является основным ограничителем продолжительности эксплуатации таких топливных элементов, поскольку, если газу позволяют накапливаться, он создает высокое давление, которое может разорвать обшивку топливных элементов.
Известно, что, в частности - в реакторах на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением, газы, выделяющиеся при делении ядер, можно отводить из топливных элементов в натриевый теплоноситель. Такой способ использовали на ранних стадиях разработки таких реакторов, но отказались от него из-за присутствия высокорадиоактивного цезия с относительно длительным периодом полураспада в отводимом газе. Цезий загрязнял натриевый теплоноситель и создавал большие проблемы с утилизацией натрия, а также создавал большую опасность в случае возгорания натрия. Поэтому такая практика была прекращена. Сходные способы вентиляции никогда не предлагали для реакторов, не являющихся реакторами с натриевым охлаждением.
Ядерные реакторы на расплавленных солях отличаются тем, что цезий не накапливается в них в форме летучего металла, который выделяется в виде газа из металлических топливных элементов и скапливается в форме частично утекающих микропузырьков газа под высоким давлением в керамических топливных элементах. В реакторах на расплавленных солях цезий образует нелетучий галоид цезия, который создает пренебрежимо малое давление пара при используемых температурах. Поэтому можно отводить газ, образующийся при делении ядер, из ядерных реакторов на расплавленных солях в теплоноситель, не создавая значительных уровней загрязнения. Это, в частности, относится к конструкции ядерного реактора на расплавленных солях, описанной в публикации GB 2508537, где альтернативой является относительно сложная конструкция трубопроводов для сбора газов.
Газы, выделяющиеся таким образом, все еще могут содержать значимые количества радиоактивного йода, но он имеет короткий период полураспада. Радиоактивный йод будет загрязнять теплоноситель, но он распадется до безвредных уровней за относительно короткий период времени. Тем не менее, включение жертвенного металла, такого как магний, цирконий, скандий, титан, марганец, алюминий, ванадий, хром и/или серебро, снижает количество летучего йода до низкого уровня. Это основное преимущество сочетания использования жертвенных металлов, указанных выше, с системой вентиляции газов из топливных каналов. Подходящие системы вентиляции газов описаны в литературе (ORNL-NSIC-37, Fission Product release and transport in liquid metal fast breeder reactors (Образование и транспортировка продуктов деления в жидкометаллических ядерных реакторах-размножителях на быстрых нейтронах)), и они включают устройство типа «водолазного колокола» - узкие или капиллярные трубки и газопроницаемые спеченные материалы, расположенные выше уровня топливной соли. Газ можно отводить в газовое пространство, находящееся над солью-теплоносителем, или непосредственно в соль-теплоноситель, где он в виде пузырьков будет подниматься к поверхности.
Фиг. с 2а по 2с демонстрируют примеры трех способов обеспечения эмиссии газа из топливных каналов. В способе, изображенном на Фиг. 2а, использовано закрытие верхнего отверстия топливного канала 203а заглушкой 201а из металлокерамики, причем размер пор металлокерамического материала подобран так, что они пропускают газ, но не пропускают жидкости - ни топливную соль 202а, ни теплоноситель, находящийся снаружи от топливного канала. Фиг. 203b изображает топливный канал 203b, содержащий топливную соль 202b, причем топливный канал закрыт сверху «водолазным колоколом» в сборе 205b. «Водолазный колокол» в сборе 205b обеспечивает прохождение газа из топливного канала 203b в теплоноситель 207b через вентиляционные отверстия 206b в стенке топливного канала, однако теплоноситель 207b, засасываемый в «водолазный колокол» в сборе 205b, не может смешаться с топливной солью 202b. Фиг. 2с изображает топливный канал 203с, вентилируемый непосредственно в газовое пространство над теплоносителем 207с через узкую трубку или через капиллярную трубку 208с.
Figure 00000001

Claims (16)

1. Применение в ядерном реакторе деления жертвенного металла в ядерном топливе в форме расплавленных солей для регулирования концентрации летучих соединений йода, выделяющихся из расплавленной соли, причем жертвенный металл является одним металлом или комбинацией металлов, выбранных из группы, включающей цирконий, ванадий, хром и серебро.
2. Применение по п. 1, отличающееся тем, что расплавленное солевое топливо содержит галоиды актиноидов.
3. Способ регулирования продукции газа в ядерном реакторе, содержащем топливные каналы, содержащие ядерное топливо в форме расплавленных солей, который включает обеспечение непрерывного контакта расплавленной соли с жертвенным металлом, где жертвенный металл выбран для регулирования концентрации летучих соединений йода, выделяющихся из расплавленной соли, причем жертвенный металл является одним металлом или комбинацией металлов, выбранных из группы, включающей цирконий, ванадий, хром и серебро.
4. Способ по п. 3, отличающийся тем, что он включает обеспечение выхода газов, образующихся при делении ядер в ядерном топливе в форме расплавленных солей, из топливных каналов в теплоноситель, окружающий топливный канал, или в газовое пространство, находящееся в контакте с теплоносителем.
5. Способ по п. 3, отличающийся тем, что жертвенный металл предусмотрен в форме металлического покрытия внутренних стенок топливных каналов.
6. Способ по п. 3, отличающийся тем, что жертвенный металл предусмотрен в форме частиц или в форме покрытия на частицах, находящихся в расплавленной соли.
7. Способ по п. 3, отличающийся тем, что жертвенный металл предусмотрен в форме вставки, погруженной в расплавленную соль, или в форме покрытия на вставке, погруженной в расплавленную соль.
8. Способ по любому из пп. 3-7, отличающийся тем, что ядерное топливо в форме расплавленной соли содержит галоиды актиноидов.
9. Топливный канал для использования в ядерном реакторе деления, где топливный канал выполнен так, что он содержит ядерное топливо в форме расплавленной соли, и топливный канал содержит жертвенный металл так, чтобы при эксплуатации жертвенный металл находился в контакте с расплавленной солью или с жидкостью, конденсирующейся из пара, выделенного расплавленной солью, и жертвенный металл выбран для регулирования концентрации летучих соединений йода, выделяющихся из расплавленной соли, причем жертвенный металл является одним металлом или комбинацией металлов, выбранных из группы, включающей цирконий, ванадий, хром и серебро.
10. Топливный канал по п. 9, отличающийся тем, что он выполнен так, что позволяет выход газов из топливного канала при эксплуатации в теплоноситель или в газовое пространство ядерного реактора деления, содержащего топливный канал.
11. Топливный канал по п. 10, отличающийся тем, что отверстие топливного канала закрыто заглушкой из спеченного материала, причем заглушка из спеченного материала выполнена так, что она позволяет проникновение газов и не допускает проникновения жидкостей.
12. Топливный канал по п. 10, отличающийся тем, что топливный канал продолжается вертикально в газовое пространство при эксплуатации и содержит отверстие, находящееся в газовом пространстве.
13. Топливный канал по п. 12, отличающийся тем, что топливный канал содержит капиллярную трубку, продолжающуюся вертикально в газовое пространство при эксплуатации, причем на верхнем конце капиллярной трубки находится отверстие.
14. Топливный канал по п. 10, отличающийся тем, что топливный канал содержит водолазный колокол в сборе с наружным отверстием, погруженным в теплоноситель при эксплуатации.
15. Топливный канал по п. 9, отличающийся тем, что жертвенный металл нанесен на поверхность топливного канала в форме покрытия.
16. Топливный канал по п. 9, отличающийся тем, что жертвенный металл имеет форму частиц или покрытия на частицах, содержащихся в топливном канале.
RU2016139002A 2014-03-20 2015-02-19 Химическая оптимизация в ядерном реакторе на расплавленных солях RU2666787C2 (ru)

Applications Claiming Priority (7)

Application Number Priority Date Filing Date Title
GB1404976.1 2014-03-20
GB1404976.1A GB2526513A (en) 2014-03-20 2014-03-20 Method to remove and process gaseous waste from a molten salt nuclear reactor
GB1410659.5 2014-06-15
GB1410659.5A GB2527140A (en) 2014-06-15 2014-06-15 Improved fuel salt chemistry and fission rate control in a molten salt nuclear reactor
GB1418030.1 2014-10-12
GB201418030A GB201418030D0 (en) 2014-10-12 2014-10-12 Improved design of molten salt reactor
PCT/GB2015/050485 WO2015140495A1 (en) 2014-03-20 2015-02-19 Chemical optimisation in a molten salt reactor

Publications (3)

Publication Number Publication Date
RU2016139002A RU2016139002A (ru) 2018-04-26
RU2016139002A3 RU2016139002A3 (ru) 2018-07-11
RU2666787C2 true RU2666787C2 (ru) 2018-09-12

Family

ID=52629604

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2016139002A RU2666787C2 (ru) 2014-03-20 2015-02-19 Химическая оптимизация в ядерном реакторе на расплавленных солях

Country Status (7)

Country Link
US (1) US9837173B2 (ru)
EP (1) EP3120361B1 (ru)
KR (1) KR102286979B1 (ru)
CN (1) CN106133844B (ru)
CA (1) CA2943269C (ru)
RU (1) RU2666787C2 (ru)
WO (1) WO2015140495A1 (ru)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2755054C1 (ru) * 2021-03-22 2021-09-14 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") Способ удаления радиоактивного йода и его изотопов из системы ядерного реактора
RU2811776C2 (ru) * 2018-11-01 2024-01-17 Дьюэл Флюид Энерджи Инк. ДВУХЖИДКОСТНЫЙ РЕАКТОР - ВАРИАНТ С ЖИДКИМ МЕТАЛЛИЧЕСКИМ ДЕЛЯЩИМСЯ МАТЕРИАЛОМ (DFR/m)

Families Citing this family (21)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB2527140A (en) * 2014-06-15 2015-12-16 Ian Richard Scott Improved fuel salt chemistry and fission rate control in a molten salt nuclear reactor
US11276503B2 (en) 2014-12-29 2022-03-15 Terrapower, Llc Anti-proliferation safeguards for nuclear fuel salts
CA2967473A1 (en) 2014-12-29 2016-07-07 Terrapower, Llc Nuclear materials processing
US10867710B2 (en) 2015-09-30 2020-12-15 Terrapower, Llc Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant
US10665356B2 (en) 2015-09-30 2020-05-26 Terrapower, Llc Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant
US10734122B2 (en) 2015-09-30 2020-08-04 Terrapower, Llc Neutron reflector assembly for dynamic spectrum shifting
GB2543084A (en) * 2015-10-08 2017-04-12 Richard Scott Ian Control of corrosion by molten salts
WO2017199059A2 (en) * 2015-11-05 2017-11-23 Elysium Industries Limited Corrosion reduction in a molten salt reactor
WO2017192464A2 (en) 2016-05-02 2017-11-09 Terrapower, Llc Improved molten fuel reactor cooling and pump configurations
WO2018013317A1 (en) 2016-07-15 2018-01-18 Terrapower, Llc Vertically-segmented nuclear reactor
WO2018031681A1 (en) 2016-08-10 2018-02-15 Terrapower, Llc Electro-synthesis of uranium chloride fuel salts
CN110178186A (zh) 2016-11-15 2019-08-27 泰拉能源公司 熔融燃料核反应堆的热管理
US11145424B2 (en) 2018-01-31 2021-10-12 Terrapower, Llc Direct heat exchanger for molten chloride fast reactor
US11075015B2 (en) 2018-03-12 2021-07-27 Terrapower, Llc Reflectors for molten chloride fast reactors
CN109087718B (zh) * 2018-07-26 2021-12-31 中山大学 钠冷快堆严重事故时堆芯熔融物碎化行为的可视化实验系统
CN110310747B (zh) * 2019-07-10 2021-09-21 华南理工大学 一种能够实现冗余控制的铬涂层熔盐堆
WO2021133797A1 (en) 2019-12-23 2021-07-01 Terrapower, Llc Molten fuel reactors and orifice ring plates for molten fuel reactors
CN111057993B (zh) * 2019-12-31 2022-03-18 中国科学院上海应用物理研究所 熔盐堆用合金材料抗碲腐蚀性能提升方法及一种合金件
WO2022039893A1 (en) 2020-08-17 2022-02-24 Terrapower, Llc Designs for fast spectrum molten chloride test reactors
CN111945171B (zh) * 2020-08-24 2022-09-23 中国科学院上海应用物理研究所 合金的碲腐蚀防护方法及其效果验证试验方法
FR3136484A1 (fr) * 2022-06-14 2023-12-15 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Dispositif a sels fondus resistant a la corrosion

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2424587C1 (ru) * 2010-02-18 2011-07-20 Николай Антонович Ермолов Жидкосолевой ядерный реактор (варианты)
US20130083878A1 (en) * 2011-10-03 2013-04-04 Mark Massie Nuclear reactors and related methods and apparatus
JP2014010022A (ja) * 2012-06-29 2014-01-20 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 燃料集合体及び原子炉の炉心
WO2014128457A1 (en) * 2013-02-25 2014-08-28 Ian Richard Scott A practical molten salt fission reactor

Family Cites Families (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1260038B (de) * 1964-06-03 1968-02-01 Kernforschung Gmbh Ges Fuer Verfahren und Vorrichtung zum Abfuehren von Spaltgasen aus Kernreaktorbrennelementen
US3459636A (en) * 1968-07-24 1969-08-05 Atomic Energy Commission Vented fuel pin
US3892626A (en) * 1970-12-12 1975-07-01 Hitachi Ltd Vented nuclear fuel element
JPS5310237B2 (ru) * 1973-02-21 1978-04-12
US4200492A (en) * 1976-09-27 1980-04-29 General Electric Company Nuclear fuel element
US4029545A (en) * 1974-11-11 1977-06-14 General Electric Company Nuclear fuel elements having a composite cladding
GB1494055A (en) * 1974-12-24 1977-12-07 Pechiney Ugine Kuhlmann Molten salt in a nuclear reactor
US4613479A (en) * 1984-03-14 1986-09-23 Westinghouse Electric Corp. Water reactor fuel cladding
FR2706066B1 (fr) * 1993-06-04 1995-07-07 Commissariat Energie Atomique Combustible nucléaire ayant des propriétés améliorées de rétention des produits de fission.
US5774815A (en) * 1996-08-13 1998-06-30 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Dry halide method for separating the components of spent nuclear fuels
US5805655A (en) * 1997-04-10 1998-09-08 Atomic Energy Of Canada Limited Protective coating to reduce stress corrosion cracking in zirconium alloy sheathing
US6461576B1 (en) * 2000-09-07 2002-10-08 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Pyroprocess for processing spent nuclear fuel
JP2003028976A (ja) * 2001-07-13 2003-01-29 Inst Of Research & Innovation 溶融塩原子炉燃料
US6852896B2 (en) * 2002-10-11 2005-02-08 John E. Stauffer Concerted process for the production of an alkenyl substituted aromatic compound

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2424587C1 (ru) * 2010-02-18 2011-07-20 Николай Антонович Ермолов Жидкосолевой ядерный реактор (варианты)
US20130083878A1 (en) * 2011-10-03 2013-04-04 Mark Massie Nuclear reactors and related methods and apparatus
JP2014010022A (ja) * 2012-06-29 2014-01-20 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 燃料集合体及び原子炉の炉心
WO2014128457A1 (en) * 2013-02-25 2014-08-28 Ian Richard Scott A practical molten salt fission reactor

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2811776C2 (ru) * 2018-11-01 2024-01-17 Дьюэл Флюид Энерджи Инк. ДВУХЖИДКОСТНЫЙ РЕАКТОР - ВАРИАНТ С ЖИДКИМ МЕТАЛЛИЧЕСКИМ ДЕЛЯЩИМСЯ МАТЕРИАЛОМ (DFR/m)
RU2755054C1 (ru) * 2021-03-22 2021-09-14 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") Способ удаления радиоактивного йода и его изотопов из системы ядерного реактора

Also Published As

Publication number Publication date
EP3120361B1 (en) 2018-05-23
CN106133844B (zh) 2018-04-20
US9837173B2 (en) 2017-12-05
WO2015140495A1 (en) 2015-09-24
CA2943269A1 (en) 2015-09-24
KR20160136365A (ko) 2016-11-29
EP3120361A1 (en) 2017-01-25
CA2943269C (en) 2018-04-10
US20170084355A1 (en) 2017-03-23
KR102286979B1 (ko) 2021-08-06
RU2016139002A (ru) 2018-04-26
RU2016139002A3 (ru) 2018-07-11
CN106133844A (zh) 2016-11-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2666787C2 (ru) Химическая оптимизация в ядерном реакторе на расплавленных солях
RU2709966C2 (ru) Ядерное реакторное устройство для выработки энергии из ядерной реакции
RU2767781C2 (ru) Реактор на расплавах солей
Zhang Lead–B ismuth Eutectic (LBE): A Coolant Candidate for Gen. IV Advanced Nuclear Reactor Concepts
US20170301418A1 (en) Salt compositions for molten salt reactors
Lyublinski et al. Application of lithium in systems of fusion reactors. 1. Physical and chemical properties of lithium
CN109074883A (zh) 钠-铯蒸气阱系统和方法
KR20210018344A (ko) 융용 염 리액터 내의 전기 화학 분리 매커니즘
WO2017199059A2 (en) Corrosion reduction in a molten salt reactor
GB2516046A (en) A simple low cost molten salt nuclear reactor
KR20210121123A (ko) 용융염 원자로를 위한 구조재
BR112018071264B1 (pt) Reator nuclear para geração de força a partir de uma reação nuclear, e sal de combustível de urânio fissionável
Boldyrev et al. The Russian ARGUS solution reactor HEU-LEU conversion: LEU fuel preparation, loading and first criticality
WO2018064572A1 (en) Silver chloride waste form and apparatus
WO2018052529A2 (en) Synthesizing uranium chloride in molten salts
RU2799708C2 (ru) Конструкционный материал для реакторов на расплавах солей
Scott Static liquid fuel reactors
JP2016008878A (ja) 放射能汚染水の処理方法及び処理システム
Thompson A study of stainless steel as a material of construction for a molten salt reactor
JP2020051897A (ja) 放射性元素の安定化方法
JPS6256475B2 (ru)
Collins et al. Investigation of high-temperature materials for uranium-fluoride-based gas core reactor systems
PERUMAL EXPERIMENTAL STUDIES ON REDUCTVE EXTRACTION OF ACTINIDES FROM MOLTEN SALT UNDER HIGHLY STRATIFYING CONDITIONS
Jones et al. Controlled in-situ dissolution of an alkali metal
Spitsyn et al. Theoretical study of the higher valence states of the noble gases and the heavy alkali metals